что такое суз на аэс

Система управления и защиты ядерного реактора (СУЗ)

Система управления и защиты ядерного реактора (СУЗ)

Смотреть что такое «Система управления и защиты ядерного реактора (СУЗ)» в других словарях:

система управления и защиты ядерного реактора СУЗ — Совокупность средств технического, программного, информационного обеспечения, предназначенных для создания условий безопасного протекания цепной реакции на заданном уровне мощности и изменения ее при пуске, останове, переходе ядерного реактора с… … Справочник технического переводчика

Система управления и защиты ядерного реактора СУЗ — 24. Система управления и защиты ядерного реактора СУЗ D. Regel und Schutzsystem Е. Control and safety system Совокупность средств технического, программного, информационного обеспечения, предназначенных для создания условий безопасного протекания … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

система управления и защиты ядерного реактора — СУЗ — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы СУЗ EN reactor control and protection systemRCPS … Справочник технического переводчика

Система управления и защиты — 24. Система управления и защиты совокупность элементов управляющих систем нормальной эксплуатации, систем останова и управляющих систем безопасности, предназначенная для контроля и управления самоподдерживающейся цепной ядерной реакцией деления,… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

система управления — 24. система управления: Система, используемая для управления, защиты, контроля и отображения информации о состоянии промышленной газотурбинной установки [газотурбинного двигателя] на всех режимах работы. Источник: ГОСТ Р 51852 2001: Установки… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

ГОСТ 17137-87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения — Терминология ГОСТ 17137 87: Системы контроля, управления и защиты ядерных реакторов. Термины и определения оригинал документа: 25. Аварийная защита ядерного реактора AЗ D. Schnellschlusssystem Е. Protection system Функция системы управления и… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

ГОСТ 27445-87: Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования — Терминология ГОСТ 27445 87: Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования оригинал документа: Активная зона ядерного реактора Определение по ГОСТ 23082 78 Определения термина из разных … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

система — 4.48 система (system): Комбинация взаимодействующих элементов, организованных для достижения одной или нескольких поставленных целей. Примечание 1 Система может рассматриваться как продукт или предоставляемые им услуги. Примечание 2 На практике… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

Система контроля — ЗАГРЯЗНЕНИЯ АТМОСФЕРЫ 12. Система контроля E. Inspection system F. Système du contrôle По ГОСТ 16504 81 Источник: ГОСТ 17.2.1.03 84: Охрана природы. Атмосфера. Термины и определения контроля загрязнения … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

Система контроля нейтронного потока — Совокупность технических средств и средств необходимых видов обеспечения, предназначенная для контроля относительной физической мощности, скорости (периода) ее изменения и, при необходимости, реактивности определенного ядерного реактора по… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

Источник

Образовательный блог — всё для учебы

Каждый реактор имеет независимую СУЗ, причем иногда есть ее дубликат.

Задачи СУЗ:
• Компенсировать избыточную реактивность
• Обеспечение пуска и останова реактора,
• Изменение мощности
• Компенсация малых, но быстро возникающих колебаний теплоносителя.
• Обеспечение безопасности работы реактора (возможность останова реактора при появлении необратимых процессов)

Основным органом являются рабочие стержни. Их механизм действия на процесс:
• Снижение потока тепловых нейтронов (поглощение нейтронов за счет реакций (n,α)(n,γ), достигается за счет материалов, активно поглощающих нейтронов (бор, кадмий).
• Изменение утечки нейтронов (из-за размещения поглотителей в АЗ)

Компенсация избыточной реактивности:
• Использование выгорающих поглотителей
• Использование борного регулирования (борной кислоты H₃BO₃)
• Использования стержней СУЗ

• Влияние на изменение коэффициента размножения глубины погружения ПС в АЗ.

→ Глубина загрузки оказывает влияние на эффективность его поглощения. Наибольшая эффективность наблюдается, когда ПС приближается к середине АЗ, где …, и меньшее влияние оказывает на краях. Этот фактор учитывает СУЗ. Нелинейность зависимость связана с неравномерным распределением Ф по высоте АЗ. Обычно используется большое количество ПС – в этом случае можно считать, что ПС образуют равномерную решетку в АЗ и их влияние на изменение k_эф учитывается с помощью

θ_p = Δθ/θ = (доля нейтронов поглощенная в ПС)/(общая доля нейтронов, поглощенных горючим)

Δθ — рассчитывается по методикам для коэффициента теплового использования

Источник

Содержание материала

ГЛАВА ЧЕТВЕРТАЯ
СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ

4.1 ТРЕБОВАНИЯ, ПРЕДЪЯВЛЯЕМЫЕ К СИСТЕМАМ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ

Системой управления и защиты (СУЗ) ядерного реактора называется многофункциональная подсистема АСУ ТП блока, предназначенная для контроля мощности реактора, управления и быстрого гашения цепной реакции во всех режимах работы, а также поддержания реактора в подкритическом состоянии. Пуск и работа реактора без системы СУЗ запрещаются.
Основным требованием, предъявляемым к СУЗ, является обеспечение безопасности работы АЭС (см. § 1.1). Для обеспечения этого требования все устройства СУЗ должны обладать высокой надежностью, например для наиболее ответственных устройств вероятность отказа за кампанию (7000 ч) не должна превышать 0,0002. Кроме того, СУЗ должна обладать высокой живучестью, т. е. обеспечивать выполнение наиболее ответственных функций (гашение цепной реакции) даже при наиболее тяжелых авариях на блоке (полное обесточивание станции, пожары в помещении БЩУ

и на кабельных трассах). Важным требованием является обеспечение защиты «в глубину», при котором последствия отказов одной подсистемы СУЗ воспринимаются и ликвидируются другой независимой подсистемой. Например, устройство подсистем дистанционного управления и автоматического регулирования исключает возможность ввода в реактор большой положительной реактивности. Однако, если в результате наложения ряда маловероятных событий реактивность будет введена, это воспринимается подсистемой защиты, которая вводит отрицательную реактивность.
По мере роста удельного веса АЭС в производстве электроэнергии все большее значение приобретает экономичность работы реактора. Это требует от СУЗ высокой статической и динамической точности ведения процессов, сокращения времени проведения таких операций, как перегрузки, пуски и остановы блока. Другим примером стремления к повышению экономичности АЭС является изменение подхода к аварийной защите. В первых системах гашение цепной реакции производилось при многочисленных, иногда и не слишком опасных нарушениях в технологическом процессе, что вызывало частые остановы блоков и большие экономические потери. В настоящее время вместо полного останова по многим из этих сигналов производится некоторое снижение мощности (см. гл. 7), а многие из таких сигналов вообще не приводят к срабатыванию защит.
Как и все устройства АСУ ТП, СУЗ должны обладать высокими эксплуатационными характеристиками, т. е. быть простыми и безопасными в обслуживании, быстро ремонтироваться и допускать замену отказавших устройств, в том числе и при работе реактора на мощности. Учитывая возрастающую сложность управления блоком, к современным СУЗ предъявляются и эргономические требования. Информация, передаваемая оператору устройствами СУЗ, должна быть наглядной и легко воспринимаемой. Органы, с помощью которых оператор управляет реактором, должны располагаться на пультах и щитах так, чтобы обеспечить максимальное удобство управления и уменьшить вероятность неправильных действий. Все устройства, размещаемые на пультах и щитах, должны быть по возможности компактными.
Система электропитания СУЗ должна обеспечивать электроснабжение не только в нормальных, но и в аварийных режимах, например при полном обесточивании блока, а также при авариях в самой системе питания.

4.2 ФУНКЦИИ И ПОДСИСТЕМЫ СУЗ

Системы управления и защиты ядерных энергетических реакторов выполняют следующие функции:

Существующие энергетические ядерные реакторы отличаются друг от друга по своей технологии, но даже для реакторов одного типа объем функций, выполняемых с помощью СУЗ, меняется. Часть перечисленных функций может быть передана другим П0дсистема1м АСУ (например, УВС). Объем выполняемых функций зависит также от режима, в котором работает реактор. Ниже мы рассмотрим особенности выполнения перечисленных функций для различных реакторов в зависимости от их режима.

Источник

Динамические характеристики органов регулирования системы управления и защиты активной зоны реактора ВВЭР-1000

Органы регулирования (ОР) системы управления и защиты (СУЗ) представляют собой систему, включающую поглощающий стержень, сцепленный со штангой привода ШЭМ и предназначенный для регулирования и управления реактивностью и мощностью реактора, а также для быстрого перевода активной зоны в подкрити-ческое состояние.

В режиме регулирования ОР СУЗ перемещаются с рабочей скоростью 2 см/с с помощью привода ШЭМ. В режиме срабатывания аварийной защиты ОР СУЗ вводятся в активную зону за счет свободного падения за проектное время 1,2—4,0 с. В конце падения в режиме срабатывания АЗ обеспечивается демпфирование ОР СУЗ за счет пружин подвески ПЭЛ и пружинного блока в головке ТВС.

Проверка и отработка механических и динамических характеристик ОР СУЗ совместно с приводом ШЭМ и ТВС в режимах перемещения с рабочей скоростью и в режимах срабатывания АЗ проводятся в период ресурсных испытаний в стендовых условиях при штатных параметрах теплоносителя.

Расчеты динамических характеристик ОР СУЗ в режимах срабатывания АЗ проводятся на стадии проектирования для обоснования и выбора геометрических характеристик ПЭЛ, НК, дроссельных отверстий в наконечниках НК, отверстий в штанге привода, характеристик пружинного блока в головке ТВС. Расчеты проводятся по программе КЛАСТ, которая апробирована и подтверждена результатами многочисленных испытаний ОР СУЗ на стендах и аттестована ГАН РФ.

В программе определяются следующие динамические характеристики ОР СУЗ на участке падения и демпфирования в режиме срабатывания АЗ:

На действующих блоках АЭС с ВВЭР-1000 при использовании ТВС с двухгодичной кампанией топлива не наблюдалось отступлений фактических характеристик по времени падения ОР СУЗ в режимах АЗ от проектных требований. С внедрением трехгодичного топливного цикла на блоках АЭС с ВВЭР-1000 стали фиксироваться нарушения в работе отдельных ОР СУЗ, заключающиеся в превышении проектного времени падения ОР СУЗ и зависании отдельных ОР СУЗ в нижней части активной зоны.

На основе анализа результатов специально проведенных исследований на блоках АЭС и результатов дополнительных расчетов установлено, что основной причиной нарушения в работе ОР СУЗ являлось повышенное механическое трение в каналах ОР СУЗ в связи с повышенными искривлениями оси ТВС.

Для повышения надежности работы ОР СУЗ и выполнения проектного требования по времени падения ОР СУЗ были разработаны и внедрены мероприятия, предусматривающие:

устранение причин повышенного искривления ТВС (уменьшение рабочих усилий поджатия ТВС и увеличение запаса хода пружин до соприкосновения витков в головках ТВС, увеличение поперечной жесткости ТВС);

утяжеление ОР СУЗ (сборки ПЭЛ и штанги привода);

снижение гидравлических усилий на сборку ПЭЛ (за счет большего дросселирования потока теплоносителя в наконечниках НК);

снижение гидравлического усилия на штанге привода (за счет введения перфорации на штанге);

увеличение количества пружин в головке ТВС, задействованных в демпфировании падающих ОР СУЗ с одновременным уменьшением их жесткости.

Указанные мероприятия реализовывались одновременно с внед-зением в эксплуатацию ТВС с модернизированной головкой (ТВС-М) и усовершенствованных ТВС (УТВС) и последующих модификаций ТВС с повышенной жесткостью каркаса (ТВС-2).

В сравнительной таблице приведены отличительные геометрические характеристики для серийных ОР СУЗ и ТВС ВВЭР-1000 и последующих модификаций ТВС и ОР СУЗ (ТВС-М, УТВС, утяжеленные ОР СУЗ). В этой же таблице приведены основные результаты расчетов динамических характеристик ОР СУЗ для сочетаний различных модификаций ТВС и ОР СУЗ, которые внедрены и эксплуатируются в реакторах ВВЭР-1000 (серии В-320, В-302, В-338).

Основные геометрические и динамические характеристики различных модификаций ОР СУЗ и ТВС

Серийные ОРСУЗи серийная ТВС

Утяжеленные ОРСУЗи серийная ТВС

Утяжеленные ОРСУЗ и ТВС-М

Утяжеленные ОР СУЗ и УТВС (ТВС-2)

Масса сборки из 18 ПЭЛ с головкой, кг

Масса штанги привода ШЭМ, кг

Суммарная масса падающей системы (сборки ПЭЛ совместно со штангой привода), кг

Наружный / внутренний диаметр НК, мм

Наружный диаметр ПЭЛ, мм

Количество/диаметр отверстий на штанге привода, шт./мм

Количество/диаметр боковых отверстий в наконечнике НК, шт./мм

Диаметр центрального отверстия в наконечнике НК, мм

Количество пружин в головке ТВС для демпфирования ОР СУЗ, шт.

Время падения ОР СУЗ в режиме срабатывания АЗ при номинальных параметрах, с

Скорость падения ОР СУЗ при подходе к головке ТВС, м/с

Скорость падения ОР СУЗ после демпфирования (ударная скорость о каркас НК), м/с

Предельно допустимая величина усилия механического трения в канале ОР СУЗ из условия непревышения времени падения ОР СУЗ 4 с., Н

Разрешенная проектом величина усилия механического трения в канале ОР СУЗ, Н

Запас от разрешенной до предельно допустимой величины усилия механического трения в канале ОР СУЗ, Н

Анализ представленных данных позволяет отметить следующие особенности условий работы различных модификаций ОР СУЗ и ТВС:

Таким образом, применение утяжеленных ОР СУЗ в ТВС-М, УТВС и ТВС-2 обеспечивает надежное введение ОР СУЗ в активную зону при срабатывании АЗ в режимах НУЭ и ННУЭ, Данные результаты расчетов подтверждены результатами стендовых испытаний, результатами измерений и опытом эксплуатации модернизированных и усовершенствованных ТВС на действующих блоках АЭС с ВВЭР-1000.

По программе KЛACT проведены также расчеты динамических характеристик ОР СУЗ в аварийных режимах разрыва трубопроводов первого контура. Согласно результатам расчетов при всех модификациях ОР СУЗ и ТВС в аварийных режимах после сигнала на срабатывание АЗ ОР СУЗ перемещаются только вниз, время введения ОР СУЗ в активную зону соответствует проектным требованиям, т. е. менее 4 с.

В современное время монтаж магистральных трубопроводов требует квалифицированных специалистов и грамотных решений. Наша компания готова вам это предоставить. Более подробно узнать о услуге вы можете перейдя по ссылке выше.

Источник

Чернобыль. ч.3. Терминологическая справка и суть рокового эксперимента

Автор: Александр Старостин

Эта часть и без меня понятна атомщикам, но я как гуманитарий очень старался определить простым языком несколько важных терминов, понимание которых необходимо в дальнейшем. Плюс внутри ещё парочка вводных, которые позволят углубиться в понимание процессов, которые привели к аварии на ЧАЭС. Ну и расскажу в двух словах о программе рокового эксперимента.

Несколько важных терминов

При разговоре об авариях на реакторах РБМК часто упоминается ряд профессиональных терминов, которые ни о чём не говорят человеку, далёкому как минимум от ядерной физики. Однако без их понимания невозможно и объяснение произошедшего в 1975 (!!) и 1986 годах выше уровня обывателя.

Итак, первый термин – реактивность. Реактивность – это величина, характеризующая поведение цепной реакции. Попросту говоря, это степень отклонения реактора от его критического состояния. При реактивности равной нулю реакция идёт с постоянной скоростью (критическое состояние), при реактивности большей нуля реакция ускоряется (надкритическое состояние), а при реактивности меньшей нуля – замедляется (подкритическое состояние). Выражаться она, будучи безразмерной величиной, может в различных относительных и условных единицах, чаще всего в процентах.

С реактивностью связано ещё несколько важных терминов – оперативный запас реактивности (ОЗР), паровой и мощностной коэффициенты реактивности (ПКР и МКР), а также йодная яма. Для начала определимся с ОЗР.

Итак, при выводе из активной зоны реактора стержней управления и защиты реакция начинает развиваться, высвобождается некая положительная реактивность, то есть, попросту говоря, энергия. Если из реактора вывести сразу все стержни, то высвободившаяся при этом величина положительной реактивности называется общим запасом реактивности. При работе реактора на постоянной мощности изменения реактивности должны нарастать медленно, однако на деле это не так вследствие быстрого развития ряда процессов. Поэтому необходимо, чтобы хотя бы какую-то часть общего запаса реактивности операторы реактора могли контролировать. Собственно говоря, эта часть, компенсируемая подвижными поглотителями нейтронов, и называется оперативным запасом реактивности (ОЗР).

ОЗР – тоже безразмерная величина, однако для удобства работы её могут измерять в неких условных единицах. В нашем случае (так принято делать в работе с реакторами РБМК) такой величиной является эффективное количество полностью погруженных стержней ручного регулирования системы управления и защиты. Выраженный в стержнях ОЗР показывает запас, имеющийся у оператора для увеличения мощности, то есть, грубо говоря, количество стержней, которое можно вывести из активной зоны. Однако тут нужно понимать, что ОЗР в стержнях – показатель относительный, потому что если вывести половину стержней наполовину, а вторую половину – на четверть, то результат может равняться, например, 15 выведенным полностью стержням, в то время как остальные полностью введены (значения взяты с потолка, в реальности они абсолютно иные – прим. А.С.). Для реакторов благоприятным является низкий ОЗР. Во-первых, снижается количество поглощённых нейтронов, которые можно было бы использовать для производства энергии. Во-вторых, при низком ОЗР уменьшается вносимая за раз при случайном (или специальном) извлечении стержня СУЗ положительная реактивность, что не позволяет реактору мгновенно развить очень высокую мощность.

Мощностной коэффициент реактивности (МКР) – это величина, которая характеризует изменение реактивности реактора при изменении мощности. Соответственно МКР может быть как положительным (реактивность повышается при повышении мощности реактора), так и отрицательным (реактивность снижается). В правильно спроектированном реакторе МКР отрицательный, то есть реактор не может саморазогнаться.

Состояние, при котором йод-135 или ксенон-135 образуются в реакторе в большом количестве, в результате чего операторы вынуждены снижать ОЗР (то есть увеличивать количество извлечённых стержней) для поддержки реакции, а выход реактора на проектную мощность на протяжении 1-2 суток делается практически невозможным, называется йодной ямой или ксеноновым отравлением реактора. Своё название явление получило из-за графика зависимости реактивности от концентрации ксенона-135 в реакторе, представляющего из себя яму с минимальным значением реактивности при максимальной концентрации изотопа.

Вот поэтому она и яма (см. красную линию)

При работе атомного реактора в активной зоне происходит множество различных событий и реакций, распадаются и появляются различные элементы. Одним из таких элементов является короткоживущий изотоп йода – 135I. Период полураспада этого элемента – примерно шесть с половиной часов, при этом одним из его продуктов является изотоп ксенона 135Xe, период полураспада которого больше – девять с небольшим часов. При работе реактора на полной мощности проблем с этим нет, так как оба эти изотопа как бы выгорают в плотном потоке нейтронов. А вот на малых мощностях, например при снижении или при выходе на мощность после пуска, нейтронный поток ещё не столь силён, а значит, не способен препятствовать обильному образованию йода-135 и, как следствие, ксенона-135.

Вспомним конструкцию стержней СУЗ. Они состоят из графитового вытеснителя длиной 4.5 метра, соединённого с семиметровым поглотителем из карбида бора. Под и над вытеснителем находился столб воды, которая, в отличие от графита, хорошо поглощает нейтроны. При поступлении команды на ввод поглотителя, вытеснитель начинает идти вниз, вытесняя воду и вводя тем самым положительную реактивность в этой зоне. Ведь графит поглощает нейтроны куда хуже, а значит, они начинают работать на разгон реактора. Такой ввод положительной реактивности называют концевым эффектом или положительным выбегом реактивности.

Игналинская АЭС

Впервые его обнаружили при физических пусках (то есть первых пусках после постройки реакторов) на Игналинской АЭС и на второй очереди ЧАЭС. Тогда выяснилось, что сам по себе положительный выбег реактивности невелик и легко компенсируется наличием достаточно большого количества введённых хотя бы наполовину стержней СУЗ. Тем не менее, на ЧАЭС было принято решение отделить вытеснители от стержней автоматического регулирования, оставив их лишь на стержнях ручного регулирования. Кроме того, на все АЭС были разосланы два письма. Одно от НИКИЭТ – конструкторов реактора, другое от Научного руководителя (ИАЭ им. Курчатова). Тем не менее, письма, хоть и содержавшие определённые предложения по исправлению ситуации (отрезание вытеснителей, например), были положены руководствами станций под сукно до востребования и получения дальнейших инструкций, так как их тон был в целом благостный, не дающий серьёзных причин для беспокойства. Никаких упоминаний (кроме нижнего ограничения ОЗР в 15 стержней ручного регулирования) в регламентах об эффекте не было. Запомните этот момент, он нам понадобится дальше.

Предвестники

А вот первая – авария на Ленинградской АЭС 30 ноября 1975 года. Тогда фактически шли ещё натурные испытания первого реактора типа РБМК, хотя первый (и пока ещё единственный официально введённый в эксплуатацию) энергоблок уже работал год.

В тот день на плановый ремонт выводился один из турбогенераторов. Его разгрузили, но по ошибке старший инженер управления реактором отключает не его, а второй, оставленный в работе ТГ. Сработала система защиты, реактор был заглушен. При этом реактор был отравлен йодом-135. Реактор и турбогенератор необходимо было быстро вернуть в работу. В условиях резко снизившегося из-за йодной ямы ОЗР операторам пришлось пойти на нарушение регламента и извлечь практически все стержни ручного регулирования, дабы как можно скорее вывести мощность на минимально контролируемый уровень. Тем не менее, первая попытка персонала не удалась – сработала автоматическая защита, обнаружившая несимметричность мощности в разных частях реактора. Персонал начал снова выводить реактор на минимально контролируемый уровень мощности. И вот тут началась авария.

Дело в том, что из-за огромных размеров самой активной зоны, в ней могут образовываться «локальные реакторы», в которых мощность отличается от «средней по больнице». Одной из таких зон стал канал, примыкающий к тепловыделяющей кассете 13-33. Она оказалась разотравлена, в отличии всей остальной активной зоны. В результате, пока операторы выводили из йодной ямы весь реактор, ТК 13-33 начала перегреваться и разрушаться. В итоге из неё прямо на графит попали вода и топливо. Датчики в блоке щитового управления, где находились операторы, это показали. Реактор был аварийно заглушен.

В статье инженера-физика Виталия Абакумова, присутствовавшего при аварии на ЛАЭС и являвшегося непосредственным участником событий, хорошо описаны причины, толкнувшие персонал на нарушение регламента, приведшее в итоге к аварии.

В конечном итоге Карраск и его коллеги получили выговор

Молодой Карраск. Питерцы, запомните это лицо — он спас вас от Чернобыля в Ленобласти

Именно такая порочная практика позже сыграла свою роль и на ЧАЭС, да и вообще много где.

Рабочая программа испытаний турбогенератора № 8 Чернобыльской АЭС в режимах совместного выбега с нагрузкой собственных нужд

За сложным названием скрывается простая в принципе идея. Если в результате аварии станция будет отключена от сети, а реактор нужно будет заглушить, то необходимо будет обеспечить электроснабжение защитных систем на самом опасном этапе расхолаживания (охлаждения) реактора, когда он ещё на высокой мощности. Энергию предполагалось брать из выбегающего генератора. Дело в том, что вращение турбины, а значит, генерация энергии прекращается не сразу после отключения реактора, ведь у турбины большая инерция. Это называется выбегом. Соответственно, предполагалось, что обеспечиваться системы охлаждения реактора будут от выбегающего генератора. Идея выдвигалась в том числе и главным конструктором, и научным руководителем. Формально эксперимент проводился по заявке предприятия Донтехэнерго.

Впервые эксперимент был проведён в 1982 году на третьем энергоблоке ЧАЭС. Тогда потребовалось доработать ряд систем турбогенератора. В 1984 и 1985 годах снова проводились такие испытания, их не смогли завершить по техническим причинам. Нужно отметить, что постепенно эксперименты усложнялись. Так, начиная с 1984 года, для проведения эксперимента выводилась из работы система аварийного охлаждения реактора (САОР), а начиная с 1985 – к сети подключали два главных циркуляционных насоса (ГЦН). 26 апреля 1986 года эксперимент до конца довести смогли и записали все необходимые параметры. После этого была отдана роковая команда глушить реактор.

Нужно отметить, что очень часто блокировку САОР ставят в вину персоналу, в том числе и первая советская комиссия. Однако все последующие комиссии, а в частности, комиссия Госпроматомэнергонадзора 1991 года во главе с Н.А. Штейнбергом, прямо заявляли:

…отключение САОР не повлияло на возникновение и развитие аварии, поскольку хронология основных событий, предшествовавших аварии, и хронология развития самой аварии, показали, что не было зафиксировано сигналов на автоматическое включение САОР. Таким образом, «возможность снижения масштаба аварии» из-за отключения САОР была не потеряна, а в принципе отсутствовала в конкретных условиях 26 апреля 1986 г.

Всё, декорации расставлены, пролог закончен, со следующей части приступаем к первому акту чернобыльской драмы.

Автор: Александр Старостин

Источник