เครื่องปฏิกรณ์ของช่องทางพลังงานสูง เครื่องปฏิกรณ์ช่องสัญญาณกำลังสูง Rbmk โครงสร้างโลหะของโครงร่าง "G"

เพื่อทำความเข้าใจสิ่งต่อไปนี้ จำเป็นต้องอธิบายสั้น ๆ ว่าเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์โดยทั่วไปคืออะไร และเครื่องปฏิกรณ์ RBMK โดยเฉพาะ

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ของโรงไฟฟ้าเป็นเครื่องมือสำหรับแปลงพลังงานนิวเคลียร์เป็นพลังงานความร้อน เชื้อเพลิงในเครื่องปฏิกรณ์ส่วนใหญ่เป็นยูเรเนียมเสริมสมรรถนะต่ำ ในธรรมชาติ องค์ประกอบทางเคมีของยูเรเนียมประกอบด้วยไอโซโทป 2 ไอโซโทป: ไอโซโทป 0.7% ที่มีน้ำหนักอะตอม 235 ส่วนที่เหลือเป็นไอโซโทปที่มีน้ำหนักอะตอม 238 ไอโซโทปของยูเรเนียม-235 เท่านั้นที่เป็นเชื้อเพลิง เมื่อนิวตรอนถูกจับ (ดูดซับ) โดยนิวเคลียสของยูเรเนียม-235 มันจะไม่เสถียรและตามมาตรฐานโลก จะแตกออกเป็นสองส่วนทันที ซึ่งส่วนใหญ่ไม่เท่ากันด้วยการปลดปล่อยพลังงานจำนวนมาก ในปฏิกิริยานิวเคลียร์ฟิชชันแต่ละครั้ง พลังงานจะถูกปลดปล่อยออกมามากกว่าระหว่างการเผาไหม้ของโมเลกุลน้ำมันหรือก๊าซหลายล้านเท่า ในเครื่องปฏิกรณ์ขนาดใหญ่เช่นเชอร์โนบิล เมื่อทำงานเต็มกำลัง ยูเรเนียมประมาณสี่กิโลกรัมจะ "เผาไหม้" ต่อวัน

พลังงานที่ปล่อยออกมาในแต่ละฟิชชันของนิวเคลียสของยูเรเนียมมีดังนี้: ส่วนหลักอยู่ในรูปของพลังงานจลน์ของ "เศษ" ฟิชชันซึ่งในระหว่างการชะลอตัวจะถ่ายโอนเกือบทั้งหมดไปยังองค์ประกอบเชื้อเพลิงของเครื่องปฏิกรณ์และใน เปลือกโครงสร้าง ไม่สามารถยอมรับส่วนใด ๆ ที่เห็นได้ชัดเจนของชิ้นส่วนที่ออกจากเปลือกได้ หากเราดูตารางธาตุ เราจะเห็นว่านิวเคลียสของชิ้นส่วนฟิชชันมีนิวตรอนส่วนเกินที่ชัดเจนเพื่อให้เสถียร ดังนั้นอันเป็นผลมาจากการปนเปื้อนของรังสีในดินแดนระหว่างการเกิดอุบัติเหตุหลังจากการถูกทำลายและการปล่อยระหว่างการระเบิดของแท่งเชื้อเพลิง

หลังจากปฏิกิริยาลูกโซ่หยุดลง เมื่อเครื่องปฏิกรณ์ปิดตัวลง ความร้อนที่เหลือจากการสลายตัวของผลิตภัณฑ์ฟิชชันจะบังคับให้แท่งเชื้อเพลิงเย็นลงเป็นเวลานาน

ในแต่ละฟิชชันของนิวเคลียสของยูเรเนียม จะมีการปล่อยนิวตรอนออกมาประมาณสองหรือสามตัวโดยเฉลี่ย พลังงานจลน์ของพวกมันถูกดูดซับโดยโมเดอเรเตอร์ เชื้อเพลิง และองค์ประกอบโครงสร้างของเครื่องปฏิกรณ์ จากนั้นจึงถ่ายโอนไปยังสารหล่อเย็น

เป็นนิวตรอนที่ทำให้สามารถทำปฏิกิริยาลูกโซ่ฟิชชันของนิวเคลียสของยูเรเนียม-235 ได้ ถ้าหนึ่งนิวตรอนจากแต่ละฟิชชันทำให้เกิดฟิชชันใหม่ ความเข้มของปฏิกิริยาจะยังคงอยู่ในระดับเดิม

นิวตรอนส่วนใหญ่ถูกปล่อยออกมาทันทีระหว่างการแตกตัวของนิวเคลียร์ นี่คือนิวตรอนพร้อมรับคำ ส่วนเล็ก ๆ ประมาณ 0.7% หลังจากช่วงเวลาสั้น ๆ หลังจากวินาทีและสิบวินาทีเป็นนิวตรอนที่ล่าช้า ช่วยให้คุณควบคุมความเข้มของปฏิกิริยาฟิชชันของยูเรเนียมและควบคุมกำลังของเครื่องปฏิกรณ์ได้ มิฉะนั้น การมีอยู่ของเครื่องปฏิกรณ์พลังงานจะกลายเป็นปัญหา - มองเห็นได้เฉพาะ aton เท่านั้น

โดยปกติแล้ว ไม่ใช่ยูเรเนียมธรรมชาติ แต่เสริมด้วยไอโซโทป 235 บ้าง ใช้ในเครื่องปฏิกรณ์พลังงาน แต่ถึงกระนั้น ส่วนใหญ่เป็นยูเรเนียม-238 ดังนั้น ส่วนสำคัญจึงสามารถเกิดปฏิกิริยาฟิชชันได้เมื่อดูดซับเทอร์มอลนิวตรอน เช่น ยูเรเนียม-235 คุณสมบัติของพลูโตเนียมในฐานะเชื้อเพลิงนั้นแตกต่างจากยูเรเนียม และหากมีการสะสมอย่างเพียงพอหลังจากเดินเครื่องปฏิกรณ์เป็นเวลานาน สิ่งเหล่านี้จะเปลี่ยนลักษณะทางฟิสิกส์ของเครื่องปฏิกรณ์ พลูโตเนียมที่ปล่อยออกมาระหว่างเกิดอุบัติเหตุยังก่อให้เกิดการปนเปื้อนของอาณาเขตด้วย ยิ่งกว่านั้นไม่มีความหวังสำหรับการสลายตัวของมัน (ครึ่งชีวิตของพลูโทเนียม-239 นานกว่า 24,000 ปี) มีเพียงการอพยพที่ลึกเข้าไปในโลกเท่านั้น ไอโซโทปอื่น ๆ ของพลูโทเนียมก็มีอยู่เช่นกัน คุณสมบัติของยูเรเนียม-235:

– ฟิชชันตามการดูดกลืนนิวตรอนความร้อน (พลังงานต่ำ) โดยนิวเคลียส

- เพื่อปลดปล่อยพลังงานจำนวนมาก

- ปล่อยนิวตรอนระหว่างฟิชชัน ซึ่งจำเป็นสำหรับปฏิกิริยาที่ยั่งยืนในตัวเอง

ยูเรเนียม-235 เป็นพื้นฐานในการสร้างเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์

เครื่องปฏิกรณ์ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์เกือบทั้งหมดทำงานด้วยเทอร์มอลนิวตรอน เช่น นิวตรอนที่มีพลังงานจลน์ต่ำ นิวตรอนหลังจากการแตกตัวของยูเรเนียมหรือพลูโตเนียมจะผ่านขั้นตอนของการกลั่นกรอง การแพร่กระจาย และการดักจับโดยนิวเคลียสของเชื้อเพลิงและวัสดุโครงสร้าง นิวตรอนส่วนหนึ่งบินออกจากแกน - การรั่วไหล ในเวลาเดียวกัน ฟิชชันจำนวนมากเกิดขึ้น ดังนั้นในเครื่องปฏิกรณ์ที่ทำงานอยู่จะมีนิวตรอนจำนวนมากซึ่งประกอบกันเป็นฟลักซ์นิวตรอนหรือสนามนิวตรอน การเผาไหม้ของนิวเคลียสของเชื้อเพลิงเกิดขึ้นอย่างช้าๆ ดังนั้น ในระยะเวลาที่นานพอสมควร ปริมาณเชื้อเพลิงในเครื่องปฏิกรณ์จึงถือว่าไม่เปลี่ยนแปลง จากนั้นจำนวนนิวตรอนที่ดูดซับโดยเชื้อเพลิง และในขณะเดียวกันจำนวนนิวเคลียสที่แตกตัวและปริมาณพลังงานที่ได้รับจะแปรผันโดยตรงกับฟลักซ์ของนิวตรอนในแกนกลาง ในความเป็นจริงแล้ว งานของผู้ปฏิบัติงานลดเหลือแค่การวัดและบำรุงรักษานิวตรอนฟลักซ์ตามข้อกำหนดสำหรับการรักษาพลังงาน

หากเราแบ่งนิวตรอนฟิชชันอย่างมีเงื่อนไขออกเป็นรุ่นต่อๆ ไป (แบบแผนมีดังต่อไปนี้ - เนื่องจากฟิชชันเกิดขึ้นอย่างไม่สอดคล้องกัน จึงคล้ายกับการเคลื่อนที่ของฝูงชนที่ไม่มีการรวบรวมกัน ไม่ใช่ขั้นตอนของเสากองทัพ) ด้วยจำนวนนิวตรอนหมายเลข 1 , หมายเลข 2 และอื่น ๆ จากนั้นด้วยความเท่าเทียมกันของจำนวนนิวตรอนของแต่ละรุ่นพลังของเครื่องปฏิกรณ์จะคงที่ เครื่องปฏิกรณ์ดังกล่าวจะถูกเรียกว่าวิกฤตและปัจจัยการคูณของนิวตรอนเท่ากับอัตราส่วนของจำนวน ของนิวตรอนรุ่นถัดไปกับรุ่นก่อนหน้ามีค่าเท่ากับหนึ่ง เมื่อปัจจัยการคูณมากกว่าหนึ่ง จำนวนนิวตรอนและพลังงานจะเพิ่มขึ้นอย่างต่อเนื่อง - เครื่องปฏิกรณ์จะวิกฤตยิ่งยวด ยิ่งปัจจัยการคูณมาก อัตราการเพิ่มของกำลังก็จะยิ่งมากขึ้น และกำลังก็เพิ่มขึ้นตามเวลาที่ไม่เป็นเชิงเส้น แต่เพิ่มขึ้นแบบทวีคูณ ในการปฏิบัติงาน ความแม่นยำที่ใช้ดูเหมือนจะเท่ากับ (K-1) ในทางปฏิบัติปกติ ผู้ปฏิบัติงานต้องจัดการกับเครื่องปฏิกรณ์ที่มีสภาวะวิกฤตยิ่งยวดหรือปฏิกิริยาเชิงบวกไม่เกินหนึ่งในสิบของเปอร์เซ็นต์ เมื่อเกิดปฏิกิริยามากขึ้น อัตราการดับพลังงานจะสูงเกินไป ซึ่งเป็นอันตรายต่อความสมบูรณ์ของเครื่องปฏิกรณ์และระบบบริการ เครื่องปฏิกรณ์พลังงานทั้งหมดมี AZ อัตโนมัติที่ปิดเครื่องปฏิกรณ์ด้วยอัตราพลังงานที่เพิ่มขึ้นสูง ที่เครื่องปฏิกรณ์ RBMK AZ ทำงานด้วยอัตราพลังงานสองเท่าในเวลา 20 วินาที

ช่วงเวลาที่สำคัญที่สุด ในระหว่างการเกิดฟิชชันของนิวเคลียสของยูเรเนียม จะมีนิวตรอนประมาณ 0.7% ที่ไม่ได้เกิดขึ้นในระหว่างการเกิดฟิชชัน แต่จะมีความล่าช้าอยู่บ้าง พวกมันรวมอยู่ในจำนวนนิวตรอนทั้งหมดของรุ่นที่กำหนด และทำให้อายุของการสร้างนิวตรอนเพิ่มขึ้น เศษส่วนของนิวตรอนที่ล่าช้ามักจะแสดงแทน p หากปฏิกิริยาเกิน (บวก) ถึง (และมากกว่านั้น) ค่าของ p เครื่องปฏิกรณ์จะวิกฤตเฉพาะเมื่อนิวตรอนพรอมต์เท่านั้น อัตราการเปลี่ยนแปลงของการสร้างซึ่งสูง - ถูกกำหนดโดยการชะลอความเร็วและเวลาการแพร่กระจายของนิวตรอน และ ดังนั้นอัตราการเพิ่มของพลังจึงสูงมาก ไม่มีการป้องกันในกรณีนี้ - การทำลายเครื่องปฏิกรณ์เท่านั้นที่สามารถขัดขวางปฏิกิริยาลูกโซ่ได้ ดังนั้นในวันที่ 26 เมษายน พ.ศ. 2529 ที่หน่วยที่สี่ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนบิล ในความเป็นจริง เนื่องจากการผลิตพลูโตเนียมในแกนกลางและความแตกต่างในคุณสมบัติของนิวตรอนพร้อมรับและดีเลย์ในเครื่องปฏิกรณ์

เครื่องปฏิกรณ์ RBMK-1000 เป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบช่องสัญญาณ ตัวโมเดอเรเตอร์นิวตรอนคือกราไฟต์ และสารหล่อเย็นคือน้ำธรรมดา ตลับเชื้อเพลิงประกอบขึ้นจากแท่งเชื้อเพลิง 36 แท่ง ยาวสามเมตรครึ่ง แท่งเชื้อเพลิงโดยใช้ตะแกรงสเปเซอร์ซึ่งติดตั้งอยู่บนแกนแบริ่งกลางวางอยู่บนวงกลมสองวง: ที่ด้านใน 6 ชิ้นและด้านนอก 12 ชิ้น

แต่ละกลักกระดาษประกอบด้วยความสูงสองชั้น ดังนั้นโซนที่ใช้งานอยู่จึงมีความสูงเจ็ดเมตร ส่วนประกอบเชื้อเพลิงแต่ละชิ้นประกอบขึ้นจากเม็ด UO 2 ซึ่งวางอยู่ในท่อที่ปิดสนิทซึ่งทำจากโลหะผสมเซอร์โคเนียม-ไนโอเบียม ซึ่งแตกต่างจากเครื่องปฏิกรณ์แบบใช้แรงดันตรงที่ตลับเชื้อเพลิงทั้งหมดจะอยู่ในภาชนะทั่วไปที่ออกแบบมาสำหรับแรงดันใช้งานเต็มที่ ในเครื่องปฏิกรณ์ RBMK แต่ละตลับจะอยู่ในช่องเทคโนโลยีที่แยกจากกัน ซึ่งเป็นท่อที่มีเส้นผ่านศูนย์กลาง 80 มม.

แกนของเครื่องปฏิกรณ์ RBMK สูง 7 เมตรและเส้นผ่านศูนย์กลาง 11.8 เมตร ประกอบด้วยเสากราไฟท์ 1,888 เสาที่มีรูตรงกลางซึ่งติดตั้งช่องสัญญาณ ในจำนวนนี้ 1,661 ช่องเป็นช่องเทคโนโลยีที่มีตลับเชื้อเพลิง ส่วนที่เหลือเป็นช่อง CPS ซึ่งมีแท่งดูดซับนิวตรอน 211 แท่งและเซ็นเซอร์ควบคุม 16 ตัว ช่องสัญญาณ CPS กระจายอย่างสม่ำเสมอทั่วโซนที่ใช้งานในทิศทางรัศมีและแนวราบ

จากด้านล่างสารหล่อเย็นจะถูกส่งไปยังช่องเทคโนโลยี - น้ำธรรมดาภายใต้แรงดันสูงซึ่งทำให้องค์ประกอบเชื้อเพลิงเย็นลง น้ำระเหยบางส่วนและในรูปของส่วนผสมของไอน้ำกับน้ำจะถูกระบายออกจากด้านบนไปยังถังแยก ซึ่งไอน้ำจะถูกแยกออกและป้อนให้กับกังหัน น้ำจากถังแยกด้วยความช่วยเหลือของ MCP จะถูกส่งไปยังทางเข้าของช่องเทคโนโลยีอีกครั้ง ไอน้ำในกังหันจะควบแน่นและกลับสู่วงจรน้ำหล่อเย็น ดังนั้นวงจรการไหลเวียนของน้ำจึงถูกปิด

ถ้าเรายอมรับการออกแบบแกนกลางตามที่กำหนด มาดูกันว่าฟิชชันนิวตรอนไปทางไหน นิวตรอนบางส่วนออกจากแกนกลางและสูญหายไปตลอดกาล นิวตรอนส่วนหนึ่งถูกดูดกลืนโดยโมเดอเรเตอร์ สารหล่อเย็น วัสดุโครงสร้าง และผลิตภัณฑ์ฟิชชันของนิวเคลียสเชื้อเพลิง นี่คือการสูญเสียนิวตรอนอย่างไร้ประโยชน์ ส่วนที่เหลือจะถูกใช้โดยเชื้อเพลิง เพื่อรักษาพลังงานให้คงที่ จำนวนนิวตรอนที่ดูดซับโดยเชื้อเพลิงจะต้องคงที่ด้วย ดังนั้น จากนิวตรอน 2.5 ครึ่ง (โดยเฉลี่ย) ที่ปล่อยออกมาระหว่างการแยกตัวของแกนเชื้อเพลิงแต่ละครั้ง เราสามารถสูญเสียนิวตรอน 1.5 ครึ่งสำหรับการรั่วไหลและการดักจับโดยวัสดุที่ไม่เกิดฟิสไซล์ นี่จะเป็นเครื่องปฏิกรณ์ที่สำคัญ

เครื่องปฏิกรณ์ดังกล่าวไม่สามารถทำงานได้หากด้วยเหตุผลดังต่อไปนี้: ในระหว่างการแตกตัวของยูเรเนียมนิวเคลียสขององค์ประกอบทางเคมีต่างๆจะเกิดขึ้นและในหมู่พวกเขามีซีนอนจำนวนมากที่มีน้ำหนักอะตอม 135 ซึ่งมีนิวตรอนขนาดใหญ่มาก ส่วนการดูดซึม เมื่อพลังงานเพิ่มขึ้น ซีนอนจะเริ่มก่อตัวขึ้น และเครื่องปฏิกรณ์จะหยุดทำงาน ดังนั้นมันจึงเป็นเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์เครื่องแรกของอเมริกา E. Fermi คำนวณภาพตัดขวางสำหรับการดักจับนิวตรอนโดยนิวเคลียสซีนอน และพูดติดตลกว่านิวเคลียสมีขนาดเท่ากับผลส้ม

เพื่อชดเชยผลกระทบนี้และผลกระทบอื่นๆ เชื้อเพลิงจะถูกบรรจุเข้าไปในเครื่องปฏิกรณ์ในปริมาณที่มากเกินไป ซึ่งด้วยการรั่วไหลของนิวตรอนอย่างต่อเนื่องและการดูดซับโดยวัสดุที่ไม่ใช่ฟิสไซล์ ทำให้สัดส่วนการดูดซับของเชื้อเพลิงเพิ่มขึ้น เพื่อป้องกันไม่ให้กำลังของเครื่องปฏิกรณ์ดังกล่าวเพิ่มขึ้นอย่างต่อเนื่อง จึงมีการนำองค์ประกอบควบคุมปฏิกิริยาที่เรียกว่าซึ่งประกอบด้วยวัสดุที่ดูดซับนิวตรอนอย่างเข้มข้นเข้าสู่แกนกลาง วิธีการชดเชยอาจแตกต่างกัน เราจะพิจารณาจากตัวอย่างของ RBMK เท่านั้น

แท่งที่มีโบรอนเป็นตัวดูดซับนิวตรอนอย่างแรงจะถูกวางไว้ในช่อง CPS ด้วยความช่วยเหลือซึ่งสมดุลของนิวตรอนที่ต้องการและเป็นผลให้กำลังของเครื่องปฏิกรณ์ยังคงอยู่ หากจำเป็นต้องเพิ่มกำลัง แท่งบางส่วนจะถูกลบออกทั้งหมดหรือบางส่วนจากแกนกลาง อันเป็นผลให้เศษของนิวตรอนที่ดูดกลืนโดยเชื้อเพลิงเพิ่มขึ้น กำลังเพิ่มขึ้น และแท่งเมื่อถึงกำลังที่ต้องการ ระดับถูกนำเข้าสู่แกนกลาง ตามกฎแล้วตำแหน่งใหม่ของแท่งควบคุมนั้นไม่เหมือนกับตำแหน่งเดิม - ขึ้นอยู่กับการเปลี่ยนแปลงของปฏิกิริยาของแกนที่มีการเปลี่ยนแปลงของพลังงาน - ตามค่าสัมประสิทธิ์กำลังของปฏิกิริยา หากจำเป็นต้องลดพลังงาน ให้นำแท่งเข้าไปในแกนกลาง เช่น มีการนำปฏิกิริยาเชิงลบมาใช้ เครื่องปฏิกรณ์กลายเป็นกึ่งวิกฤติและพลังงานเริ่มลดลง ในระดับใหม่ พลังงานจะเสถียรโดยการเปลี่ยนตำแหน่งของแท่ง ทั้งหมดนี้ทำโดย AR ผู้ดำเนินการกดปุ่มเปลี่ยนระดับของพลังงานที่กำหนดและส่วนที่เหลือขึ้นอยู่กับตัวควบคุม จริงอยู่ ในกรณีของเครื่องปฏิกรณ์ RBMK สิ่งนี้ไม่เป็นความจริงทั้งหมด และบางครั้งก็ไม่ใช่เลย - ผู้ปฏิบัติงานถูกบังคับโดยการแทรกแซงของเขาเพื่อแก้ไขการทำงานของเครื่องควบคุม โดยส่วนใหญ่จะสร้างการปล่อยพลังงานในส่วนใดส่วนหนึ่งของ โซน.

ในเครื่องปฏิกรณ์ที่สร้างขึ้นใหม่ ช่องเทคโนโลยีจะเต็มไปด้วยตลับเชื้อเพลิงใหม่ที่ยังไม่เผาไหม้ หากใส่เทปทั้งหมด 1,661 ช่องปัจจัยการคูณจะสูงมากจนไม่สามารถดับได้ด้วยแท่งควบคุมที่มีอยู่ ดังนั้น ช่องเทคโนโลยีประมาณ 240 ช่องจึงถูกโหลดด้วยแท่งดูดซับนิวตรอนแบบพิเศษแทนการใช้ตลับเชื้อเพลิง และมีตัวดูดซับอีกหลายร้อยตัวอยู่ในรูของแกนกลางของตลับเชื้อเพลิง เมื่อเชื้อเพลิงเผาไหม้ ตัวดูดซับเหล่านี้จะค่อยๆ ถูกถอดออกและแทนที่ด้วยตลับเชื้อเพลิง เมื่อถอดตัวดูดซับทั้งหมดออกแล้ว ปฏิกิริยาที่จำเป็นของแกนจะคงอยู่โดยการเปลี่ยนตลับใหม่ซึ่งไหม้มากที่สุด มีโหมดของการโอเวอร์โหลดแบบอยู่กับที่

ในเครื่องปฏิกรณ์ RBMK ตลับเชื้อเพลิงจะถูกเปลี่ยนเมื่อเครื่องปฏิกรณ์ทำงานด้วยพลังงานโดยเครื่องขนถ่ายและขนถ่ายแบบพิเศษ ในขณะนี้ แกนกลางประกอบด้วยตลับที่ไหม้หมดแล้ว สดและมีการไหม้ระดับกลาง สำหรับโหมดนี้จะมีการคำนวณจำนวนแท่งควบคุมและแท่งป้องกัน

แท่ง CPS แต่ละแท่งจะแสดงปฏิกิริยาบางประเภท ซึ่งขึ้นอยู่กับตำแหน่งของมันในโซนและรูปร่างของสนามนิวตรอน ในเครื่องปฏิกรณ์ RBMK ปฏิกิริยามักจะวัดเป็นแท่ง ประสิทธิภาพของแท่งหนึ่งจะมีเงื่อนไขเป็น 0.05% ตามที่ได้อธิบายไปแล้ว อัตราการเพิ่มกำลังของเครื่องปฏิกรณ์ยิ่งมาก ปฏิกิริยาเชิงบวกก็ยิ่งมากขึ้นเท่านั้น อัตราการลดกำลังไฟฟ้าจะมากขึ้นด้วยปฏิกิริยาเชิงลบที่มากขึ้น

อันเป็นผลมาจากการรบกวนในระบอบการปกครองและการทำงานผิดปกติในระบบ จึงจำเป็นต้องปิดเครื่องปฏิกรณ์อย่างรวดเร็วเพื่อหลีกเลี่ยงความเสียหาย ดังนั้น จำนวนแท่ง CPS จะต้องเกินเสมอเพื่อให้เครื่องปฏิกรณ์เข้าสู่สถานะที่มีค่าวิกฤตย่อยที่จำเป็น เมื่อเครื่องปฏิกรณ์อยู่ในสถานะวิกฤต (วิกฤตหมายถึงไม่ใช่ความหายนะ แต่ปัจจัยการคูณเท่ากับหนึ่ง ดังนั้นปฏิกิริยาจึงเท่ากับศูนย์) อย่างน้อยต้องถอดแท่งจำนวนหนึ่งออกจากแกนกลางและเตรียมพร้อม เพื่อนำเข้าสู่โซนทันทีเพื่อยุติปฏิกิริยาลูกโซ่ฟิชชัน และยิ่งมีการถอดแท่งออกจากแกนกลางมากเท่าไหร่ ก็ยิ่งมีความมั่นใจมากขึ้นว่าหากจำเป็น เครื่องปฏิกรณ์จะถูกปิดอย่างรวดเร็วโดยมีค่าวิกฤตต่ำมาก สิ่งนี้เป็นจริงสำหรับเครื่องปฏิกรณ์ทั้งหมดที่ออกแบบมาตามข้อกำหนดของรหัสความปลอดภัยและข้อบังคับ

ในเครื่องปฏิกรณ์ทั้งหมดไม่ทางใดก็ทางหนึ่ง ส่วนหนึ่งขององค์ประกอบควบคุมปฏิกิริยาจะถูกนำเข้าสู่เครื่องปฏิกรณ์ - สิ่งนี้จำเป็นสำหรับการควบคุมกำลัง ตัวอย่างเช่น ในกรณีที่บังคับลดพลังงานบางส่วน ปริมาณของซีนอนจะเพิ่มขึ้นชั่วคราว (พวกเขากล่าวว่าเครื่องปฏิกรณ์เป็นพิษโดยซีนอน) ปริมาณที่เพิ่มขึ้นของตัวดูดซับนิวตรอนจะต้องได้รับการชดเชยโดยการถอดส่วนของตัวดูดซับที่ ออกจากโซนอย่างรวดเร็ว มิฉะนั้นเครื่องปฏิกรณ์จะต้องปิดและรอให้ซีนอนสลายตัว

ในเครื่องปฏิกรณ์ RBMK ระหว่างการทำงาน ส่วนหนึ่งของแท่งควบคุมจะบางส่วนหรือทั้งหมดอยู่ในแกนกลางและยับยั้ง (ชดเชย) ปฏิกิริยาส่วนเกินบางประเภท ตอนนี้เรามากำหนดแนวคิดของ ORP

ส่วนต่างของปฏิกิริยาในการดำเนินงานคือค่าปฏิกิริยาในเชิงบวกที่เครื่องปฏิกรณ์จะมีเมื่อแท่ง CPS ออกทั้งหมด

เช่นเดียวกับเครื่องปฏิกรณ์ทั่วไป เครื่องปฏิกรณ์ RBMK ยังต้องการส่วนต่างของปฏิกิริยาสำหรับการเคลื่อนกำลัง แม้หลังจากเกิดอุบัติเหตุในปี 1975 ที่หน่วยแรกของ Leningrad NPP สำหรับ RBMK อัตราการเกิดปฏิกิริยาขั้นต่ำที่ 15 แท่งถูกกำหนดตามความจำเป็นในการควบคุมการปลดปล่อยพลังงานในแกนกลาง และหลังจากอุบัติเหตุที่เชอร์โนบิลก็พบความป่าเถื่อนและความไร้เหตุผลอย่างสมบูรณ์ - ด้วย AZ เพียงเล็กน้อยมันไม่ติดขัด แต่เร่งเครื่องปฏิกรณ์ อัตราการเกิดปฏิกิริยายิ่งต่ำ RBMK ก็ยิ่งอันตรายจากนิวเคลียร์มากขึ้นเท่านั้น! รู้ของเรา!..เราไม่เหมือนใคร

ไม่มีเครื่องปฏิกรณ์อื่นใดที่มีคุณสมบัติดังกล่าว เป็นที่เข้าใจได้ว่า AZ ไม่สามารถรับมือกับการปิดเครื่องปฏิกรณ์ได้ แต่การที่มันเร่งเครื่องปฏิกรณ์เอง สิ่งนี้จะไม่ปรากฏให้เห็นในฝันร้าย

เช่นเดียวกับ ORM ผลกระทบของไอปฏิกิริยาและตัวประกอบกำลังปฏิกิริยามักจะถูกกล่าวถึงในข้อความ มาชี้แจงแนวคิดกัน

ปล่อยให้เครื่องปฏิกรณ์ทำงานที่อัตราการไหลของน้ำหล่อเย็นคงที่ ในช่องเทคโนโลยีน้ำจะถูกทำให้ร้อนจนเดือดและไอน้ำจะปรากฏขึ้น เมื่อคุณเคลื่อนที่ไปในช่อง น้ำจำนวนมากขึ้นเรื่อย ๆ ซึ่งรับความร้อนจากแท่งเชื้อเพลิงจะกลายเป็นไอน้ำ ดังนั้น ในโหมดอยู่กับที่ เรามีไอน้ำจำนวนหนึ่งภายในโซนแอคทีฟ ตอนนี้เรามาเพิ่มพลังของเครื่องปฏิกรณ์กัน ปริมาณความร้อนจะเพิ่มขึ้นและจะมีไอน้ำเพิ่มขึ้นในแกนกลาง สิ่งนี้จะส่งผลต่อปฏิกิริยาของแกนกลางอย่างไร - ในทิศทางที่ลดลงหรือเพิ่มขึ้น - ขึ้นอยู่กับอัตราส่วนของนิวเคลียสของโมเดอเรเตอร์และเชื้อเพลิงในโซน น้ำยังเป็นตัวควบคุมนิวตรอน เช่นเดียวกับกราไฟต์ และเมื่อปริมาณไอน้ำเพิ่มขึ้น น้ำในแกนกลางก็จะน้อยลง เห็นได้ชัดว่าผู้ออกแบบอยู่บนพื้นฐานของการพิจารณาทางเศรษฐกิจ เลือกอัตราส่วนของแกนโมเดอเรเตอร์และเชื้อเพลิงใน RBMK เพื่อให้การแทนที่น้ำด้วยไอน้ำอย่างสมบูรณ์จะทำให้ปฏิกิริยาเพิ่มขึ้นห้าถึงหก r

ทำไมมันน่ากลัว? ตัวอย่างเช่น หากท่อน้ำหล่อเย็นที่มีเส้นผ่านศูนย์กลาง 800 มม. แตก การคายน้ำจะเกิดขึ้นในไม่กี่วินาที และ AZ ความเร็วต่ำจะไม่สามารถรับมือกับปฏิกิริยาที่ปล่อยออกมาได้ การระเบิดเช่นวันที่ 26 เมษายน นั่นไม่ใช่ทั้งหมด. ด้วยพลังงานที่เพิ่มขึ้น อุณหภูมิของเชื้อเพลิงจะเพิ่มขึ้นเสมอ ซึ่งจะทำให้ปฏิกิริยาลดลง ในเครื่องปฏิกรณ์ RBMK เมื่อพลังงานเปลี่ยนแปลง ปัจจัยหลักสองประการที่ส่งผลต่อปฏิกิริยา: ผลกระทบด้านอุณหภูมิของเชื้อเพลิงที่เป็นลบและผลกระทบของไอน้ำที่เป็นบวก พวกเขาสร้างค่าสัมประสิทธิ์พลังงานที่รวดเร็วของการเกิดปฏิกิริยา - การเปลี่ยนแปลงของปฏิกิริยากับการเปลี่ยนแปลงของพลังงานหนึ่งเมกะวัตต์ (หรือกิโลวัตต์) ผลกระทบอื่น ๆ ของการเปลี่ยนแปลงปฏิกิริยาขึ้นอยู่กับพลังงาน: ผลกระทบจากอุณหภูมิของกราไฟต์และพิษซีนอนของเครื่องปฏิกรณ์แม้ว่าจะมีนัยสำคัญ แต่ก็ปรากฏขึ้นพร้อมกับการหน่วงเวลาขนาดใหญ่และไม่ส่งผลกระทบต่อการเปลี่ยนแปลง เครื่องปฏิกรณ์ที่ออกแบบอย่างเหมาะสมควรมีตัวประกอบกำลังเป็นลบ ซึ่งหมายความว่าเมื่อมีการรบกวนใดๆ ปฏิกิริยาจะเพิ่มขึ้น พลังงานจะเริ่มเพิ่มขึ้น ซึ่งนำไปสู่การลดลงของปฏิกิริยาและพลังงานจะคงที่ แม้ว่าจะอยู่ในระดับที่สูงขึ้นก็ตาม สำหรับเครื่องปฏิกรณ์ RBMK ตัวประกอบกำลังเป็นบวกในกำลังที่หลากหลาย ซึ่งละเมิดข้อกำหนดของเอกสารข้อบังคับ ส่งผลโดยตรงต่อการเกิดอุบัติเหตุในวันที่ 26 เมษายน

RBMK เป็นเครื่องปฏิกรณ์พลังงานความร้อนวงจรเดียวที่มีน้ำหล่อเย็นเดือดในช่องและจ่ายไอน้ำอิ่มตัวโดยตรงไปยังกังหัน ผู้ดูแลคือไฟท์ RBMKs ที่มีกำลังการผลิต 1,000 และ 1,500 เมกะวัตต์ดำเนินการอยู่ ในปี 2552 หน่วยพลังงาน 12 หน่วยที่มี RBMK กำลังดำเนินการในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์สี่แห่ง

น้ำหล่อเย็นถูกจ่ายแยกไปยังแต่ละช่องในขณะที่สามารถควบคุมการไหลของน้ำผ่านช่องได้ เนื่องจากลักษณะเฉพาะของฟิสิกส์ของเครื่องปฏิกรณ์ พลังงานความร้อนจะถูกปล่อยออกมาในปริมาณที่ไม่สม่ำเสมอ ผ่านช่องทางส่วนหนึ่งของน้ำระเหย; ในช่องที่มีกำลังสูงสุดปริมาณไอมวลที่ทางออกถึง 20% ปริมาณไอเฉลี่ยที่ทางออกของเครื่องปฏิกรณ์คือ 14.5%

น้ำเดือดจากเครื่องปฏิกรณ์จะถูกส่งผ่านเครื่องแยกไอน้ำ จากนั้นไอน้ำอิ่มตัว (อุณหภูมิ 284 °C) ที่ความดัน 65 atm จะจ่ายให้กับเครื่องกำเนิดเทอร์โบสองตัวที่มีกำลังไฟฟ้าเครื่องละ 500 เมกะวัตต์ ไอน้ำไอเสียถูกควบแน่น หลังจากนั้นปั๊มหมุนเวียนจะจ่ายน้ำเข้าไปยังเครื่องปฏิกรณ์ เครื่องแยกไอน้ำ RBMK-1000 สองตัวมีตัวเครื่องเหล็กแนวนอนทรงกระบอกยาว 30 ม. และเส้นผ่านศูนย์กลาง 2.3 ม.

พลังงานความร้อนของเครื่องปฏิกรณ์ เมกะวัตต์
พลังงานไฟฟ้าของเครื่องปฏิกรณ์ เมกะวัตต์
กำลังโหลดเชื้อเพลิงในโหมดหยุดนิ่งเช่น
ความสูงของโซนที่ใช้งาน, ม
เส้นผ่านศูนย์กลางแกน ม	11,8.
พลังงานจำเพาะเฉลี่ยของเชื้อเพลิงต่อยูเรเนียม 1 กก., กิโลวัตต์/กก	16,7
อุณหภูมิของน้ำเฉลี่ยในแกน o С
ความหนาแน่นเฉลี่ยของน้ำในบริเวณที่ใช้งาน g/cm3	0,516
ขนาดบล็อกกราไฟท์ ซม	25x25
ความหนาแน่นของกราไฟท์ g / cm 3	1,65
จำนวนช่องเทคโนโลยี
เส้นผ่านศูนย์กลางของรูในบล็อกกราไฟท์ ซม.	11,4
จำนวนแท่งเชื้อเพลิงในช่องเทคโนโลยี
TVEL เส้นผ่านศูนย์กลางภายนอก ซม	1,35
ความหนาของเปลือก TVEL เซอร์โคเนียม มม..	0,9
เส้นผ่านศูนย์กลางเม็ดเชื้อเพลิง ซม	1,15.
ความหนาแน่นของ UO 2, g/cm 3	10,5

แท็บ 21ลักษณะสำคัญของแกน RBMK-1000

ข้อดีอย่างหนึ่งของ RBMK แบบช่องสัญญาณเหนือ VVER แบบเรือคือความเป็นไปได้ในการบรรจุเชื้อเพลิงที่เผาไหม้หมดแล้วโดยไม่ต้องปิดเครื่องปฏิกรณ์ เชื้อเพลิงถูกโหลดเข้าสู่เครื่องปฏิกรณ์โดยใช้เครื่องขนถ่ายและขนถ่าย ( REM). เมื่อช่องสัญญาณโอเวอร์โหลด REMมีการเชื่อมต่ออย่างแน่นหนากับส่วนบนของช่องสัญญาณ, ความดันเดียวกันจะถูกสร้างขึ้นในช่อง, ชุดเชื้อเพลิงที่ใช้แล้วจะถูกลบออกใน REM, ชุดประกอบเชื้อเพลิงใหม่จะถูกติดตั้งในช่อง

ในช่วงเริ่มต้นของการทำงานของเครื่องปฏิกรณ์ RBMK-1000 มีการใช้เชื้อเพลิงที่มีการเสริมสมรรถนะ 1.8% แต่ต่อมาก็แนะนำให้เปลี่ยนไปใช้เชื้อเพลิงที่มีการเสริมแต่ง 2% ขณะนี้กำลังดำเนินการเปลี่ยนมาใช้เชื้อเพลิงที่มีการเสริมสมรรถนะ 2.8%

ชุดประกอบเชื้อเพลิงและองค์ประกอบเชื้อเพลิงของเครื่องปฏิกรณ์ RBMK

แท่งเชื้อเพลิงและส่วนประกอบเชื้อเพลิงมีข้อกำหนดด้านความน่าเชื่อถือสูงตลอดอายุการใช้งาน ความซับซ้อนของการนำไปใช้นั้นรุนแรงขึ้นเนื่องจากความยาวของช่องสัญญาณคือ 7,000 มม. โดยมีเส้นผ่านศูนย์กลางค่อนข้างเล็ก และในขณะเดียวกันก็ต้องมีการบรรจุตลับเทปใหม่ด้วยเครื่องจักรทั้งในเครื่องที่หยุดทำงานและในเครื่องปฏิกรณ์ที่ทำงานอยู่ สภาวะการทำงานที่รุนแรงของการประกอบเชื้อเพลิงในเครื่องปฏิกรณ์ RBMK ได้กำหนดไว้ล่วงหน้าถึงความจำเป็นในการทดสอบก่อนปฏิกรณ์และเครื่องปฏิกรณ์ที่ซับซ้อนขนาดใหญ่ พารามิเตอร์หลักที่แสดงลักษณะสภาพการทำงานของชุดเชื้อเพลิง

มี 1693 ช่องที่มีส่วนประกอบเชื้อเพลิงในแกนกลางของเครื่องปฏิกรณ์ RBMK-1000 และ 1661 ช่องใน RBMK-1500 ชุดประกอบเชื้อเพลิงอยู่กับที่ระหว่างการทำงานในเครื่องปฏิกรณ์ การควบคุมปฏิกิริยานิวเคลียร์, การรักษาพลังงานที่ระบุของเครื่องปฏิกรณ์, การเปลี่ยนจากระดับพลังงานหนึ่งไปยังอีกระดับหนึ่งและการปิดเครื่องปฏิกรณ์จะดำเนินการโดยการเคลื่อนไหวในแนวตั้งของการควบคุมและการป้องกันระบบควบคุมในแกนกลาง

ชุดประกอบเชื้อเพลิงสองประเภทใช้ในเครื่องปฏิกรณ์ RBMK-1000 และ RBMK-1500: ชุดประกอบเชื้อเพลิงที่ใช้งานและชุดประกอบเชื้อเพลิงที่ใช้งานสำหรับกล้องแกมมา การประกอบเชื้อเพลิงประเภทต่าง ๆ มีความแตกต่างในการออกแบบ

การออกแบบส่วนประกอบเชื้อเพลิง RBMK-1000 และ RBMK-1500 พร้อมตัวดูดซับที่เผาไหม้ได้และกริดสเปเซอร์ที่ทำจากโลหะผสมเซอร์โคเนียมมีความเสถียรทางเรขาคณิตที่การเผาไหม้ 30–35 MW วัน/กก. ยูเรเนียม ให้ความปลอดภัยสูงและประสิทธิภาพทางเศรษฐกิจที่ดีของแกนเครื่องปฏิกรณ์ RBMK . ตามกฎแล้ว ชุดประกอบเชื้อเพลิง RBMK-1000 ใช้เชื้อเพลิงที่สร้างใหม่

ชุดประกอบเชื้อเพลิงประกอบด้วยแท่งเชื้อเพลิงสองมัด สองหาง แกนกลางพร้อมแกน (สำหรับชุดเชื้อเพลิงที่ใช้งานได้) หรือท่อพาที่มีช่องตรงกลางสำหรับตำแหน่งของเซ็นเซอร์ (สำหรับชุดเชื้อเพลิงที่ใช้งานได้ภายใต้กล้องแกมมา ) ตัวยึดและชิ้นส่วนยึด

ในชุดประกอบเชื้อเพลิง มัดบนของแท่งเชื้อเพลิงเชื่อมต่อกับอันล่างโดยใช้แท่งกลางกับแท่งหรือท่อพาหะและตัวยึด ความยาวรวมของชุดเชื้อเพลิง RBMK คือ 10 ม. โดยมีส่วนเชื้อเพลิง 7 ม. TVS RBMK - TVS แบบไม่มีเคส

มัดแท่งเชื้อเพลิงประกอบด้วยแท่งเชื้อเพลิง 18 แท่ง โครงพร้อมตะแกรงสเปเซอร์และแหวนย้ำ 18 วงสำหรับยึดแท่งเชื้อเพลิงในตะแกรงท้ายของชุดประกอบเชื้อเพลิง

แท่งเชื้อเพลิงเป็นองค์ประกอบหลักในการทำงานของชุดประกอบเชื้อเพลิง โดยปลายด้านหนึ่งจะติดอยู่กับกริดส่วนปลาย ส่วนปลายอีกด้านหนึ่งยังคงเป็นอิสระ องค์ประกอบเชื้อเพลิงเป็นท่อที่มีโครงสร้างทำจากโลหะผสมเซอร์โคเนียม บรรจุเม็ดยูเรเนียมไดออกไซด์เผาผนึกด้วยเออร์เบียมออกไซด์ ปิดผนึกด้วยปลั๊กโดยการเชื่อม การใช้องค์ประกอบเชื้อเพลิงที่มีเออร์เบียมออกไซด์รวมอยู่ในเชื้อเพลิงทำให้สามารถปรับปรุงการกระจายพลังงานทั่วทั้งเครื่องปฏิกรณ์ ปรับปรุงความปลอดภัยและคุณลักษณะทางเทคนิคและเศรษฐกิจของแกนของเครื่องปฏิกรณ์ RBMK

ส่วนประกอบของชุดเชื้อเพลิง RBMK-1500 จะเหมือนกับชุดเชื้อเพลิง RBMK-1000 ข้อแตกต่างคือเพื่อทำให้การไหลของน้ำหล่อเย็นปั่นป่วนและเพิ่มการขจัดความร้อนออกจากแท่งเชื้อเพลิง จึงมีการติดตั้งตัวเพิ่มการถ่ายเทความร้อน 18 ตารางเพิ่มเติมที่มัดด้านบนของแท่งเชื้อเพลิง

7.3 พว (เครื่องปฏิกรณ์น้ำอัดความดัน). อะนาล็อกของรัสเซีย (VVER)

PWR - เครื่องปฏิกรณ์แบบภาชนะทำงานภายใต้น้ำหล่อเย็นแรงดันสูง ไม่เดือด บายพาส PWR เป็นเครื่องปฏิกรณ์ที่ใช้กันมากที่สุดในโลก

PWR ประกอบด้วยเปลือกหนา 150 มม. มีเส้นผ่านศูนย์กลางภายใน 5 ม. พร้อมกับทางเข้าสี่ทางและหัวฉีดสี่ทางที่ส่วนบนของร่างกายในระดับเดียวกัน เส้นผ่านศูนย์กลางของท่อสาขาและท่อของวงจรหลักคือ 750 มม. พื้นผิวด้านในของวงจรปฐมภูมิทั้งหมด รวมทั้งฝาครอบทรงกลมที่ถอดออกได้หุ้มด้วยชั้นของเหล็กกล้าไร้สนิมออสเทนนิติก

แกนกลางถูกประกอบขึ้นจากส่วนประกอบเชื้อเพลิงทรงสี่เหลี่ยมที่มีมัดแท่งเชื้อเพลิงที่เสริมสมรรถนะยูเรเนียมไดออกไซด์ ส่วนประกอบเชื้อเพลิงถูกเปิดออก ซึ่งรวมถึงพร้อมกับมัดแท่งเชื้อเพลิง องค์ประกอบดูดซับที่เคลื่อนย้ายได้ (PEL)

การเติมเชื้อเพลิงในเครื่องปฏิกรณ์ PWR เช่นเดียวกับในเครื่องปฏิกรณ์ VVER ดำเนินการโดยมีการปลดภาระทั้งหมดและถอดฝาครอบออก การโหลดเชื้อเพลิงในแต่ละการเติมเชื้อเพลิงบางส่วนดำเนินการโดยส่วนประกอบเชื้อเพลิงที่มีการเสริมสมรรถนะยูเรเนียม 3.4% ในบริเวณรอบนอกของแกนกลาง ชุดเชื้อเพลิงที่ใช้แล้วจะถูกขนออกจากโซนกลาง

น้ำหล่อเย็นหลักอยู่ภายใต้แรงดัน 150 atm อุณหภูมิที่ทางออกของแกนเครื่องปฏิกรณ์คือ 315 °C ที่ทางเข้าประมาณ 275 °C สารหล่อเย็นถูกสูบไปรอบๆ วงจรปฐมภูมิ โดยปั๊มที่ทรงพลังซึ่งสามารถกินไฟได้ถึง 6 เมกะวัตต์ต่อตัว

สารหล่อเย็นปฐมภูมิที่ให้ความร้อนจะเข้าสู่เครื่องกำเนิดไอน้ำ ซึ่งความร้อนจะถูกถ่ายโอนไปยังสารหล่อเย็นแรงดันปานกลางที่ต่ำกว่า ซึ่งจะระเหยไปพร้อมกับแรงดันไอน้ำ การถ่ายเทความร้อนจะดำเนินการผ่านเครื่องกำเนิดไอน้ำ โดยไม่ต้องผสมของไหลทั้งสอง ซึ่งเป็นสิ่งที่พึงปรารถนา เนื่องจากสารหล่อเย็นหลักอาจกลายเป็นสารกัมมันตภาพรังสีได้

เครื่องปฏิกรณ์ PWR มีค่าสัมประสิทธิ์อุณหภูมิติดลบของปฏิกิริยา ดังนั้นในกรณีที่เกิดอุบัติเหตุและเกินวิกฤตของเครื่องปฏิกรณ์ การลดพลังงานของเครื่องปฏิกรณ์จะเกิดขึ้นโดยอัตโนมัติ

ใน CPS นอกจากสารละลายโบรอนและแท่งดูดซับแล้ว เพื่อรักษาระดับวิกฤตของเครื่องปฏิกรณ์ ความสามารถในการควบคุมพลังงานจะถูกใช้โดยการควบคุมการกำจัดความร้อน การเพิ่มขึ้นของอุณหภูมิในวงจรหลักทำให้พลังงานลดลงและในทางกลับกัน ด้วยการเพิ่มกำลังโดยไม่ได้วางแผน ผู้ปฏิบัติงานสามารถเพิ่มกรดบอริกหรือลดกำลังปั๊มเพื่อเพิ่มอุณหภูมิของน้ำหล่อเย็นหลัก

ข้อดี:

• ค่าสัมประสิทธิ์พลังงานเชิงลบของการเกิดปฏิกิริยา .
• ต้นทุนของสารหล่อเย็นและโมเดอเรเตอร์ต่ำ .
• สารหล่อเย็นสำรองไม่ปนเปื้อนกากกัมมันตภาพรังสี

ข้อบกพร่อง:

• ข้อกำหนดที่เพิ่มขึ้นสำหรับความแข็งแรงของตัวถังและวัสดุโครงสร้างเนื่องจากแรงดันสูงภายในวงจรหลัก
• เครื่องกำเนิดไอน้ำราคาสูง
• ปฏิกิริยาไอน้ำเซอร์โคเนียมกับวิวัฒนาการของไฮโดรเจน

บันทึก:อุบัติเหตุครั้งใหญ่ที่สุดนับตั้งแต่อุบัติเหตุที่เชอร์โนบิลในปี 1986 (INES ระดับ 7) เกิดขึ้นกับเครื่องปฏิกรณ์ PWR ในปี 1979 ที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ US Three Mile Island (INES ระดับ 5)

ข้อเสียของเครื่องปฏิกรณ์ RBMK-1000:

ไปป์ไลน์จำนวนมากและระบบย่อยเสริมต่างๆ ซึ่งต้องการบุคลากรที่มีคุณสมบัติสูงจำนวนมาก

ความจำเป็นในการควบคุมอัตราการไหลทีละช่องทางซึ่งอาจนำไปสู่อุบัติเหตุที่เกี่ยวข้องกับการหยุดการไหลของสารหล่อเย็นผ่านช่องทาง

ภาระงานที่สูงขึ้นสำหรับเจ้าหน้าที่ปฏิบัติการเมื่อเทียบกับ VVER ซึ่งสัมพันธ์กับขนาดแกนที่ใหญ่และการเติมเชื้อเพลิงอย่างต่อเนื่องในช่อง

ค่าสัมประสิทธิ์การเกิดปฏิกิริยาไอเป็นบวก ระหว่างการทำงานของเครื่องปฏิกรณ์ น้ำจะถูกสูบผ่านแกนกลางและใช้เป็นสารหล่อเย็น ภายในเครื่องปฏิกรณ์ จะเดือด บางส่วนกลายเป็นไอน้ำ เครื่องปฏิกรณ์มีค่าสัมประสิทธิ์ปฏิกิริยาไอน้ำเป็นบวก กล่าวคือ ยิ่งมีไอน้ำมาก พลังงานที่ปล่อยออกมาจากปฏิกิริยานิวเคลียร์ก็จะยิ่งมากขึ้น ที่พลังงานต่ำซึ่งหน่วยพลังงานทำงานในระหว่างการทดลอง ผลของค่าสัมประสิทธิ์ไอน้ำเป็นบวกไม่ได้รับการชดเชยด้วยปรากฏการณ์อื่นที่ส่งผลต่อปฏิกิริยา และเครื่องปฏิกรณ์มีค่าสัมประสิทธิ์กำลังเป็นบวกของปฏิกิริยา

ซึ่งหมายความว่ามีการตอบรับเชิงบวก - การเพิ่มกำลังทำให้เกิดกระบวนการดังกล่าวในแกนกลาง ซึ่งนำไปสู่การเพิ่มกำลังที่มากยิ่งขึ้น สิ่งนี้ทำให้เครื่องปฏิกรณ์ไม่เสถียรและเป็นอันตราย นอกจากนี้ ผู้ปฏิบัติงานไม่ได้รับแจ้งว่าการป้อนกลับในเชิงบวกอาจเกิดขึ้นได้ที่พลังงานต่ำ "ผลสุดท้าย".

อันตรายยิ่งกว่าคือข้อผิดพลาดในการออกแบบแท่งควบคุม เพื่อควบคุมพลังของปฏิกิริยานิวเคลียร์ แท่งที่มีสารที่ดูดซับนิวตรอนจะถูกนำเข้าสู่แกนกลาง เมื่อนำแกนออกจากแกน น้ำจะยังคงอยู่ในช่องซึ่งดูดซับนิวตรอนด้วย เพื่อขจัดอิทธิพลที่ไม่พึงประสงค์ของน้ำนี้ รางเลื่อนที่ทำจากวัสดุที่ไม่ดูดซับ (กราไฟต์) ถูกวางไว้ใต้แท่งใน RBMK

แต่เมื่อยกคันขึ้นจนสุดแล้ว ยังมีเสาน้ำสูง 1.5 เมตรอยู่ใต้ดิสเพลสเซอร์ เมื่อแกนเคลื่อนที่จากตำแหน่งด้านบน ตัวดูดซับจะเข้าสู่ส่วนบนของโซนและทำให้เกิดปฏิกิริยาเชิงลบ และในส่วนล่างของช่อง ตัวแยกกราไฟต์จะแทนที่น้ำและทำให้เกิดปฏิกิริยาในเชิงบวก ในช่วงเวลาที่เกิดเหตุ สนามนิวตรอนมีการจุ่มลงตรงกลางของโซนแอคทีฟและจุดสูงสุดสองจุด - ที่ส่วนบนและส่วนล่าง

ด้วยการกระจายของสนามนี้ ปฏิกิริยาทั้งหมดที่เกิดจากแท่งในช่วงสามวินาทีแรกของการเคลื่อนไหวเป็นบวก นี่คือสิ่งที่เรียกว่า "end effect" เนื่องจากการดำเนินการป้องกันเหตุฉุกเฉินในวินาทีแรกจะเพิ่มพลังงานแทนที่จะหยุดเครื่องปฏิกรณ์ทันที (ผลกระทบสุดท้ายใน RBMK เป็นปรากฏการณ์ที่ประกอบด้วยปฏิกิริยาที่เพิ่มขึ้นในระยะสั้นของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ (แทนที่จะลดลงตามที่คาดไว้) ซึ่งสังเกตได้ที่เครื่องปฏิกรณ์ RBMK-1000 เมื่อระบบควบคุมและป้องกัน (CPS) แท่งลดลงจาก ตำแหน่งบนสุด (หรือใกล้เคียง) ผลกระทบเกิดจากการออกแบบก้านสูบที่ไม่ดี

Alexander Nikolaevich Rumyantsevเคยศึกษาที่ MEPhI จนกระทั่งปี 1965 เขาทำงานที่ NIKIET ในตำแหน่งวิศวกรออกแบบ เชี่ยวชาญเทคโนโลยีคอมพิวเตอร์ที่ใหม่ในขณะนั้น และดำเนินการคำนวณมวลนิวตรอน-ฟิสิคัล ในปี พ.ศ. 2509 เขาย้ายไปทำงานที่ IAE ซึ่งเขาได้เข้าร่วมในการพัฒนาการออกแบบทางเลือกสำหรับเครื่องปฏิกรณ์ RBMK-1000 โดยเป็นการควบคุมอิสระเหนือผู้พัฒนาโครงการหลัก ระหว่างทาง งานยังคงดำเนินต่อไปในการพัฒนาเทคโนโลยีคอมพิวเตอร์ขั้นสูงใหม่ การสร้างโปรแกรมและการดำเนินการคำนวณสามมิติของนิวตรอน กายภาพ และความร้อน-ไฮดรอลิก ในปี 1974 กิจกรรมการแข่งขันในโครงการ RBMK-1000 ถูกยุติลงและ A. N. Rumyantsevไปทำงานที่ IAEA เมื่อเขากลับมาที่ IAE ในปี 1981 เขาดำรงตำแหน่งรองผู้อำนวยการ OVTR (ภาควิชาวิศวกรรมคอมพิวเตอร์และวิทยุอิเล็กทรอนิกส์) ด้านล่างนี้คือบันทึกของ A.N. Rumyantsev ซึ่งได้รับแรงบันดาลใจจากวันครบรอบปีถัดไปของอุบัติเหตุที่เชอร์โนบิล และเผยแพร่โดยสำนักข่าว โปรอะตอม. บันทึกความทรงจำที่มีความยาวเหล่านี้มีค่าเพราะอธิบายขั้นตอนเริ่มต้นของการพัฒนาโครงการ RBMK-1000 (พ.ศ. 2508-2518) ซึ่งกำหนดตัวเลือกพารามิเตอร์หลักของฟิสิกส์และการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ไว้ล่วงหน้า และถูกฝังไว้ใต้เชอร์โนปิลตลอดไป อุบัติเหตุ.

เชอร์โนบิลในปี 2552

A.N. Rumyantsev, ดุษฎีบัณฑิต, รองศาสตราจารย์ ผู้อำนวยการฝ่ายวิทยาศาสตร์ของ STC "Electronics" NRC "Kurchatov Institute", 27 เมษายน - 10 มิถุนายน 2552

ตั้งแต่เกิดอุบัติเหตุที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนบิล 23 ปีผ่านไป (วันนี้ - เกือบ 25 - เอ็ด.) ของปี. หลายคนลืมไปแล้ว ผู้สร้างเครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK-1000 และ RBMK-1500 หลายคนเสียชีวิตแล้ว อย่างไรก็ตาม ผู้เข้าร่วมที่มีชีวิตจำนวนมากในการสร้างเครื่องปฏิกรณ์ดังกล่าวยังคงวิเคราะห์สาเหตุของภัยพิบัติที่มนุษย์สร้างขึ้นนี้ต่อไป โดยหลักแล้ว เพื่อให้ "ความรู้" ที่ได้รับสามารถนำมาใช้ในการประเมินความเสี่ยงในอนาคตที่เกี่ยวข้องกับพลังงานนิวเคลียร์ได้มากที่สุด

หนึ่งในนั้นคือ Valentin Mikhailovich Fedulenko พนักงานของ Russian Scientific Center (RNC) "Kurchatov Institute" ซึ่งฉันรู้จักผ่านการทำงานร่วมกันตั้งแต่ต้นทศวรรษ 1970 เกี่ยวข้องโดยตรงในการวิเคราะห์สาเหตุและการกำจัดผลที่ตามมา จากเหตุการณ์และอุบัติเหตุมากมายที่เครื่องปฏิกรณ์อุตสาหกรรมและพลังงานในสหภาพโซเวียตและสหพันธรัฐรัสเซีย รวมถึงอุบัติเหตุที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนปิลในเดือนเมษายน พ.ศ. 2529 เมื่อทราบถึงการมีส่วนร่วมของฉันในการพัฒนาโครงการสำหรับเครื่องปฏิกรณ์ดังกล่าว เขาเสนอให้ประเมินสาเหตุ ของอุบัติเหตุครั้งนี้ดังที่เห็นในปี 2009 นับตั้งแต่เวลาผ่านไป คำขอของเขาคือเหตุผลของการสร้าง Aide-mémoire นี้

พื้นหลัง

ในช่วง พ.ศ. 2509-2518 เป็นพนักงานของ Sector-14 IAE พวกเขา IV Kurchatov ซึ่งนำโดยศาสตราจารย์ Savely Moiseevich Feinberg ฉันได้มีส่วนร่วมในการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK-1000 และ RBMK-1500 S.M. Feinberg เป็นรองหัวหน้างานด้านวิทยาศาสตร์ของโครงการ นักวิชาการ Anatoly Petrovich Alexandrov ผู้อำนวยการ IAE ได้รับการตั้งชื่อตาม A.I. IV Kurchatov (ตั้งแต่ปี 1991 - RRC "Kurchatov Institute")

ทันทีหลังจากสำเร็จการศึกษาจากสถาบันฟิสิกส์วิศวกรรมมอสโกในปี 2506 ในฐานะนักฟิสิกส์วิศวกรฉันถูกส่งไปทำงานเป็นวิศวกรออกแบบในองค์กรของโรงเรียนระดับบัณฑิตศึกษา 788 ปัจจุบัน - สถาบันวิจัยและออกแบบวิศวกรรมไฟฟ้า (NIKIET) ตั้งชื่อตาม N.A. Dollezhal เริ่มทำงานในเดือนสิงหาคม พ.ศ. 2506 ในกลุ่มของ Yu.I. Mityaev ซึ่งเป็นส่วนหนึ่งของแผนกฟิสิกส์หมายเลข 5 ซึ่งนำโดย A.D. IV Kurchatov เพื่อใช้เทคโนโลยีคอมพิวเตอร์ที่มีอยู่ในนั้น (คอมพิวเตอร์ประเภท M-20) เพื่อดำเนินงานในด้านการสร้างแบบจำลองการคำนวณของลักษณะของเครื่องปฏิกรณ์แบบช่องสัญญาณด้วยไอน้ำร้อนยวดยิ่งโดยตรงติดตั้งและอยู่ระหว่างการก่อสร้างที่ Beloyarsk NPP (เครื่องปฏิกรณ์ ของประเภท AMB) NIKIET ไม่มีพื้นฐานการคำนวณที่จำเป็น

โดยเริ่มจากการพัฒนาโปรแกรมด้วยรหัสสำหรับเครื่องคอมพิวเตอร์ M-20 ซึ่งตั้งอยู่ในอาคาร 101 IAE พวกเขา I.V. Kurchatov เมื่อกลางปี ​​1964 แล้ว โดยส่วนใหญ่ทำงานในเวลากลางคืน (ไม่สามารถเข้าถึงการดีบักในเวลากลางวันบนคอมพิวเตอร์ได้) ชุดซอฟต์แวร์ชุดแรกที่ NIKIET สร้างขึ้นสำหรับการคำนวณผลกระทบจากปฏิกิริยาของเครื่องปฏิกรณ์ยูเรเนียม-กราไฟต์ประเภท AMB โดยใช้การก่อกวน วิธีการทางทฤษฎี วิธีการคำนวณที่พัฒนาขึ้นที่สถาบันฟิสิกส์และวิศวกรรมพลังงาน (IPPE, Obninsk) ซึ่งเป็นผู้ควบคุมทางวิทยาศาสตร์ของโครงการเครื่องปฏิกรณ์ประเภท AMB ได้ถูกนำมาใช้เป็นพื้นฐาน งานของฉันคือถ่ายโอนวิธีการเหล่านี้ซึ่งใช้ในการคำนวณด้วยเครื่องคำนวณไฟฟ้าไปยังคอมพิวเตอร์ เป็นผลให้ในปี 1964 แผนรายไตรมาสของ Yu.I. จากนั้นพนักงานคนอื่นๆ ของ NIKIET ก็รีบไปที่คอมพิวเตอร์ โดยการตัดสินใจของผู้อำนวยการ NIKIET Nikolai Antonovich Dollezhal ในตอนท้ายของปี 1964 ฉันได้รับความไว้วางใจให้ค้นหาและเช่าเวลาคอมพิวเตอร์ฟรีบนคอมพิวเตอร์ M-20 ในมอสโกวและภูมิภาคมอสโก จัดการงานการตั้งถิ่นฐานของพนักงาน NIKIET และได้รับสิทธิ์ในการลงนามในเอกสารสำหรับ การชำระเงินสำหรับเวลาคอมพิวเตอร์ที่ใช้ เมื่อต้นปี 2508 ร่วมกับพนักงานสองคนของ NIKIET, V.G. Ovsepyan และ V.K. Vikulov โปรแกรมที่ครอบคลุมได้รับการพัฒนาสำหรับการคำนวณลักษณะทางกายภาพของเซลล์ของช่องทางการทำงานของเครื่องปฏิกรณ์ยูเรเนียม - กราไฟต์โดยคำนึงถึงการเผาไหม้ โปรแกรมนี้มีชื่อว่า VOR - ความเหนื่อยหน่ายของโครงร่างที่เป็นเนื้อเดียวกันซึ่งตรงกับตัวอักษรตัวแรกของชื่อผู้แต่ง ในโปรแกรมที่ซับซ้อนนี้สำหรับการคำนวณการกระจายตัวของเทอร์มอลนิวตรอนเหนือเซลล์ของเครื่องปฏิกรณ์ยูเรเนียม-กราไฟต์และค่าสัมประสิทธิ์การใช้เทอร์มอลนิวตรอน โปรแกรม G.I. Marchuk (IPPE) ซึ่งคำนวณสนามของเทอร์มอลนิวตรอนไม่ได้อยู่ในการแพร่กระจาย แต่เป็นการประมาณค่า P3 ที่แม่นยำกว่า การคำนวณปัจจัยการคูณของนิวตรอนเร็วและความน่าจะเป็นในการหลีกเลี่ยงการจับเรโซแนนซ์ได้ดำเนินการตามวิธีการที่พัฒนาโดย IPPE สำหรับเครื่องปฏิกรณ์ประเภท AMB ที่มีช่องเดือดและช่องความร้อนยิ่งยวด โปรแกรมนี้และการดัดแปลงที่ตามมาเป็นเครื่องมือในการทำงานของ NIKIET จนกระทั่งมีการเลิกใช้งานคอมพิวเตอร์ M-20 และ M-220 ในช่วงต้นทศวรรษที่ 70

งานของฉันในสาขาฟิสิกส์และไฮโดรลิกเชิงความร้อนของเครื่องปฏิกรณ์ยูเรเนียม-กราไฟต์โดยใช้คอมพิวเตอร์ รวมถึงเครื่องที่อยู่ใน IAE IV Kurchatov สังเกตเห็นโดยพนักงานของ Sector-14 Ya.V. Shevelev ซึ่งแนะนำให้ S.M. Feinberg ย้ายฉันจาก NIKIET ไปยัง IAE IV คูร์ชาตอฟ. เนื่องจากฉันได้รับการพิจารณาให้เป็น "ผู้เชี่ยวชาญรุ่นเยาว์" การถ่ายโอนดังกล่าวสามารถทำได้โดยการตัดสินใจของแผนกบุคคลของคณะกรรมการแห่งรัฐเพื่อการใช้พลังงานปรมาณูของสหภาพโซเวียต (GKAE) เท่านั้น ในความคิดริเริ่มของ S.M. Feinberg ซึ่งปรากฏโดยรองผู้อำนวยการ Sector-14 V.A. IV Kurchatov พร้อมเลื่อนตำแหน่งเป็นวิศวกรอาวุโส

ก่อนออกจาก NIKIET ฉันต้องอธิบายตัวเองกับ N.A. Dollezhal และ I.Ya. Emelyanov รองผู้อำนวยการของเขา พวกเขาค้นพบว่าจำนวนเงินที่ฉันเซ็นชื่อเพื่อชำระค่าเวลาคอมพิวเตอร์ที่พนักงาน NIKIET ใช้ในคอมพิวเตอร์หลายเครื่องในมอสโกวและภูมิภาคมอสโกในปี 1965 นั้นเกินความสามารถทางการเงินของ NIKIET หลายเท่า นอกจากนี้ยังมีการโน้มน้าวใจให้อยู่ที่ NIKIET ด้วยการเลื่อนตำแหน่ง และการขู่ว่าจะลงโทษสำหรับการทิ้งสิทธิ์ที่ฉันได้รับ ซึ่ง "ทำลาย" NIKIET

ตั้งแต่เดือนมีนาคม พ.ศ. 2509 งานเริ่มขึ้นในเซกเตอร์-14 ในโครงการเครื่องกำเนิดนิวตริโนในรูปแบบของเครื่องปฏิกรณ์ยูเรเนียม-กราไฟต์แบบพัลซิ่งโดยมีกลุ่มแท่งหยดที่มีลิเธียมฟลูออไรด์ซึ่งมีน้ำหนักหลายสิบตัน ซึ่งควรจะสร้างขึ้นใกล้กับ เมือง Serpukhov (ภูมิภาคมอสโกห่างจากมอสโกวประมาณ 100 กม.) โครงการนี้จัดการโดย S.M. Feinberg และ Ya.V. Shevelev ซึ่งเป็นหนึ่งในผู้พัฒนาเครื่องปฏิกรณ์แบบพัลซิ่ง IGR ที่ไม่เหมือนใคร ระหว่างปี พ.ศ. 2509 ฉันได้ทำการศึกษาเชิงทดลองเกี่ยวกับความจุความร้อนของลิเธียมฟลูออไรด์ในเครื่องวัดความร้อนที่มีอยู่ในภาคของ VI Merkin พบว่าข้อมูลของอเมริกาที่ตีพิมพ์ทำให้ความจุความร้อนลดลงเกือบครึ่งหนึ่ง ซึ่งมีความสำคัญพื้นฐานสำหรับการสร้างเครื่องกำเนิดนิวตริโน ในช่วงเวลาเดียวกัน ภายใต้การนำของ N.I. Laletin พนักงานของ S-14 ได้พยายามสร้างแบบจำลองการวิเคราะห์สำหรับคำนวณค่าสัมประสิทธิ์การแพร่กระจายแบบแอนไอโซทรอปิกของนิวตรอนความร้อนสำหรับเครื่องกำเนิดนิวตริโน เมื่อเขียนกระดาษเป็นภูเขาจึงได้สูตรที่ต้องการ แต่การคำนวณสามารถทำได้บนคอมพิวเตอร์เท่านั้น สรุปได้ว่าวิธีที่มีประสิทธิภาพที่สุดในการแก้ปัญหานี้คือการจำลองแบบมอนติคาร์โลโดยตรง ผลลัพธ์ของงานอื่น ๆ ที่ดำเนินการคือคำแถลงเกี่ยวกับผลกระทบจากแผ่นดินไหวที่อาจเกิดขึ้นจากการปล่อยระบบแท่งลิเธียมของเครื่องปฏิกรณ์นี้ในเมือง Serpukhov และแม้แต่เมืองมอสโก ในปี พ.ศ. 2510-68 โครงการเครื่องกำเนิดไฟฟ้าดังกล่าว "เสียชีวิต" อย่างเงียบ ๆ ในปี 1966 เดียวกัน ตามคำแนะนำของ S.M. Feinberg งานจำนวนหนึ่งได้ดำเนินการเพื่อเปรียบเทียบพารามิเตอร์ของเครื่องปฏิกรณ์แบบ AMB กับพารามิเตอร์ที่คาดไว้ของเครื่องปฏิกรณ์แบบ RBMK การคำนวณทั้งหมดดำเนินการโดยใช้โปรแกรม VOR

การมีส่วนร่วมในการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ RBMK

ตั้งแต่ต้นปี พ.ศ. 2510 S.M. Feinberg ได้เปลี่ยนให้ฉันทำงานออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ยูเรเนียม-กราไฟต์แบบช่องสัญญาณที่มีการระบายความร้อนด้วยน้ำเดือด - เครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK งานเชิงทฤษฎีและการคำนวณเชิงคำนวณเกือบทั้งหมดเกี่ยวกับเครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK นั้นกระจุกตัวอยู่ที่ Sector-15 ซึ่งนำโดย E.P. Kunegin Sector-15 ส่วนใหญ่ดำเนินการจัดการทางวิทยาศาสตร์และสนับสนุนเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ที่ผลิตพลูโตเนียมในเชิงอุตสาหกรรม อย่างไรก็ตาม S.M. Feinberg ในฐานะรองผู้อำนวยการฝ่ายวิทยาศาสตร์ของโครงการ RBMK ได้พิจารณาว่าจำเป็นต้องทำการศึกษาการออกแบบอิสระเพื่อให้สามารถตัดสินงานของหัวหน้านักออกแบบของ RBMK ผู้แต่งตั้ง NIKIET ซึ่งเป็นงานของ Sector- 15 และงานของ Chief Designer ซึ่ง VNII Hydroproekt ได้รับการแต่งตั้ง ตัวเขาเองทำหน้าที่เป็นผู้รวบรวมแนวคิดและแนวทางที่พัฒนาโดยทีมผู้เชี่ยวชาญต่างๆ

ในฐานะที่เป็นสถาปนิกโดยการฝึกอบรมที่รับรู้กราฟิกเป็นรูปเป็นร่าง S.M. Feinberg ได้โหลดฉัน V.A. Chebotarev และจากนั้นเป็นผู้เชี่ยวชาญอายุน้อย V.E. ที่ติดตั้งคุณลักษณะทางความร้อน-ไฮดรอลิกและนิวตรอน-กายภาพของเครื่องปฏิกรณ์ ซึ่งเขาใช้เมื่อหารือเกี่ยวกับโซลูชันการออกแบบที่เสนอโดยหัวหน้า ดีไซเนอร์ N.A. Dollezhal และทีมงานจาก NIKIET หลายครั้งที่ SM Feinberg พาฉันไปที่การสนทนาเหล่านี้ จำเป็นต้องแสดงความเคารพต่อความอดทนของ N.A. Dollezhal ในระหว่างการประชุมเหล่านี้ เขาไม่เคยทำให้ฉันนึกถึง "ซากปรักหักพัง" ของ NIKIET ในปี 1966 ซึ่งฉันมีส่วนร่วมโดยตรง งานออกแบบคุณลักษณะทางความร้อน-ไฮดรอลิกและนิวตรอน-กายภาพของ TC ดำเนินการโดยใช้ชุดซอฟต์แวร์ VOR การดัดแปลงและโปรแกรมที่สร้างขึ้นใหม่ ซึ่งทำให้สามารถเปรียบเทียบผลลัพธ์ที่ได้รับในภาค 15 กับผลลัพธ์ของเรา การคำนวณ วิธีการที่ใช้ในโปรแกรม VOR นั้นขึ้นอยู่กับวิธีการที่พัฒนาโดย IPPE สำหรับเครื่องปฏิกรณ์ประเภท AMB วิธีการที่ใช้ใน Sector-15 ขึ้นอยู่กับการพัฒนาของตนเอง ซึ่งสร้างขึ้นสำหรับการคำนวณเครื่องปฏิกรณ์ที่ผลิตยูเรเนียม-กราไฟต์พลูโทเนียมในเชิงพาณิชย์ การพัฒนาการออกแบบหลักขึ้นอยู่กับชุดของโปรแกรมสำหรับการคำนวณโพลีเซลล์สองมิติจำนวน 16 TC ที่สร้างขึ้นใน Sector-15 และสนามนิวตรอนความร้อนในแต่ละเซลล์และระหว่างเซลล์ถูกกำหนดในการประมาณการแพร่กระจายโดยไม่มีการเชื่อมต่อกับความร้อน - ลักษณะไฮดรอลิกของ TC

ความแตกต่างหลักในวิธีการเกี่ยวข้องกับวิธีการคำนวณความน่าจะเป็นในการหลีกเลี่ยงการดูดกลืนเรโซแนนซ์และวิธีการคำนวณสนามของเทอร์มอลนิวตรอนในเซลล์ FC วิธีการคำนวณที่พัฒนาโดย IPPE สำหรับเครื่องปฏิกรณ์แบบ AMB และนำไปใช้ในโปรแกรม VOR และโปรแกรมสำหรับการคำนวณความสมดุลของนิวตรอนในเครื่องปฏิกรณ์ รวมถึงการคำนวณสนามเทอร์มอลนิวตรอนในเซลล์ในการประมาณค่า P3 ได้รับการทดสอบเชิงทดลองในการปฏิบัติงาน เครื่องปฏิกรณ์ของ Beloyarsk NPP และ NPP เครื่องแรกใน Obninsk วิธีการคำนวณที่พัฒนาขึ้นใน Sector-15 ได้รับการทดสอบที่ UG Critical Bench ที่สร้างขึ้นที่ IAE ซึ่งตั้งชื่อตาม V.I. IV Kurchatov ซึ่งทำการทดลองกับเชื้อเพลิงสดเท่านั้น ขนาดของสิ่งอำนวยความสะดวก UG มีขนาดเล็กกว่าขนาดการออกแบบของแกนเครื่องปฏิกรณ์ RBMK การทดลองที่โรงงาน UG ถูกอนุมานถึงเซลล์โพลีเซลล์ที่มีการเบิร์นอัพที่แตกต่างกันและไปยังแกนกลางโดยรวม การเปรียบเทียบผลการคำนวณซึ่งมีข้อจำกัดมากเนื่องจากความลับที่มีอยู่ของวัสดุทั้งหมดที่เกี่ยวข้องกับการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ RBMK เผยให้เห็นความแตกต่างอย่างเป็นระบบในข้อมูลทั้งในด้านความน่าจะเป็นของการหลีกเลี่ยงการดักจับเรโซแนนซ์และปัจจัยการใช้ประโยชน์ของนิวตรอนความร้อนในฐานะ ฟังก์ชั่นการเผาไหม้

ด้วยการอนุมัติของ S.M. Feinberg ในช่วงปลายปี 2510 ถึงสิ้นปี 2511 เป็นเวลาหลายเดือนฉันต้องเดินทางไปทำธุรกิจที่สาขาของ IAE IV Kurchatov - NITI, Sosnovy Bor ถัดจากสถานที่ก่อสร้างหน่วยที่ 1 ของ Leningrad NPP พร้อมเครื่องปฏิกรณ์ RBMK-1000 จุดประสงค์ของการเดินทางคือเพื่อดำเนินการคำนวณตัวแปรต่างๆ ของแกนเครื่องปฏิกรณ์ RBMK-1000 ด้วยการวิเคราะห์ที่สมบูรณ์ที่สุดของผลกระทบของการออกแบบ FC และโหมดการทำงานที่มีต่อคุณลักษณะนิวตรอน-กายภาพและความร้อน-ไฮดรอลิกของ RBMK-1000 เครื่องปฏิกรณ์ NITI มีคอมพิวเตอร์ประเภท M-220 ที่ค่อนข้างโหลดน้อย ซึ่งเป็นไปได้ที่จะได้รับเวลาเครื่องมาก (สูงสุด 6-12 ชั่วโมง) เกือบทุกวัน ใน IAE พวกเขา I.V. Kurchatov ความเป็นไปได้ในการได้รับเวลาคอมพิวเตอร์ถูกจำกัดด้วยช่วงเวลาตั้งแต่ 15 นาทีถึง 1 ชั่วโมงต่อวัน

ผลลัพธ์ของการศึกษาทางคอมพิวเตอร์ที่ดำเนินการได้สรุปไว้ในรายงานที่ปิดแล้วจำนวนหนึ่งของ IAE I.V. Kurchatov (1968) แก้ไขและอนุมัติเป็นการส่วนตัวโดย S.M. Feinberg ผลลัพธ์ทั้งหมดไม่ได้รวมอยู่ในรายงาน จากการศึกษาการคำนวณพบว่า:

ระยะพิทช์ซ้อนกราไฟต์ที่เลือกสำหรับ RBMK จากการพิจารณาการออกแบบที่ระดับ 25 ซม. ด้วยการออกแบบการเสริมสมรรถนะเริ่มต้นของยูเรเนียม-235 ที่ระดับ 1.8% เหมาะสมที่สุดในแง่ของการเผาไหม้เชื้อเพลิงที่ทำได้ รวมถึงโหมดการผลิตพลูโตเนียมเมื่อประเภท RBMK เครื่องปฏิกรณ์จะเปลี่ยนเป็นโหมดการทำงานแบบสองวัตถุประสงค์ ;

อย่างไรก็ตาม ที่ระดับ 25 ซม. ผลกระทบไอของปฏิกิริยาที่เกี่ยวกับน้ำ (เนื่องจากการลดลงของความหนาแน่นของน้ำในระหว่างการก่อตัวของไอน้ำ) สำหรับองค์ประกอบไอโซโทปเชื้อเพลิงที่คาดว่าจะสมดุลในแง่ของการเผาไหม้จะเป็นบวกเสมอ และสามารถเกินเศษส่วนของนิวตรอนล่าช้าอย่างมีนัยสำคัญ

ที่ระดับ 20 ซม. ผลกระทบของไอของปฏิกิริยาจะเป็นลบเสมอเนื่องจากผลกระทบของการเพิ่มการดูดกลืนนิวตรอนเรโซแนนซ์เหนือผลกระทบของการลดการดูดซึมในน้ำ

ที่ระดับ 30 ซม. ผลกระทบของไอของปฏิกิริยาจะเป็นลบเสมอเนื่องจากผลกระทบของการเพิ่มการดูดซับในกราไฟต์มากกว่าผลกระทบของการลดการดูดซึมในน้ำพร้อมกับการดูดซับนิวตรอนเรโซแนนซ์ที่เพิ่มขึ้นเล็กน้อย

ที่ระดับ 25 ซม. การลดผลกระทบของไอน้ำที่เป็นบวกของปฏิกิริยาสามารถทำได้โดยการเพิ่มการเสริมสมรรถนะเริ่มต้นในยูเรเนียม-235 เป็น 2.2-2.4%; อย่างไรก็ตาม การเพิ่มคุณค่าในขั้นเริ่มต้นจำเป็นต้องมีการเปลี่ยนแปลงที่สำคัญของระบบ CPS ซึ่งเป็นที่ยอมรับว่าไม่สามารถเกิดขึ้นได้จริง ไม่รวมการใช้สารดูดซับที่เผาไหม้ได้ เช่น แกโดลิเนียม

ข้อสรุปทั่วไปจากการคำนวณที่ดำเนินการคือการเลือกขั้นตอนที่ 25 ซม. นำไปสู่การปรากฏของผลกระทบไอบวกที่สำคัญของการเกิดปฏิกิริยา ซึ่งอาจส่งผลให้เกิดการปลดปล่อยพลังงานที่ไม่สม่ำเสมอในปริมาณมากและไม่มีการควบคุมเหนือปริมาตรเครื่องปฏิกรณ์ แต่มาถึงตอนนี้ ลักษณะการออกแบบหลักของ RBMK-1000 ได้รับการอนุมัติแล้ว และไม่สามารถเปลี่ยนระดับเสียงของกองกราไฟท์ได้อีกต่อไป ข้อเสนอในการลดความหนาแน่นของกราไฟต์ให้เท่ากับขั้นละ 20–22 ซม. (“ฟองสบู่” กราไฟต์หรือเติมก้อนกราไฟต์ลงในอิฐ) ถือว่าไม่สามารถทำได้จริง การเปรียบเทียบข้อมูลที่ได้รับกับผลงานของ Sector-15 แสดงให้เห็นว่าความแตกต่างในวิธีการคำนวณนิวตรอนและฟิสิคัลที่ใช้นั้นไม่มีผลกระทบต่อความลึกของการเผาไหม้ที่คาดไว้ มีผลเพียงเล็กน้อยต่อองค์ประกอบไอโซโทปที่คาดหวังของเชื้อเพลิงตามฟังก์ชันของ การเผาไหม้ แต่มีความแตกต่างในความหนาแน่นของน้ำและอุณหภูมิสำหรับผลกระทบของกราไฟต์จากปฏิกิริยาทั้งในเชิงปริมาณและแม้แต่ในเครื่องหมาย

ในงานต่อมาหลายชิ้นของ Sector-15 (1969-71) รวมถึงงานที่รายงานในการสัมมนาแบบปิด ยังพบผลกระทบเชิงบวกของการเกิดปฏิกิริยาอีกด้วย แต่การวัดความไม่แน่นอนของผลกระทบนี้ได้รับการยอมรับว่าใหญ่เกินไปที่จะตัดสินใจในทันทีเกี่ยวกับการเปลี่ยนแปลงการออกแบบกองกราไฟต์หรือองค์ประกอบอื่น ๆ ของการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ หรือแก้ไขโหมดการทำงานของเครื่องปฏิกรณ์

ในการเชื่อมต่อกับการปรากฏตัวใน NITI และการปรากฏตัวที่ตามมาใน IAE พวกเขา I.V. Kurchatov คอมพิวเตอร์ประเภท BESM-6 ที่บันทึกการทำงานในช่วงเวลานั้นได้ถึง 1 ล้านครั้งต่อวินาที โดยฉันในช่วงปี 2512-2514 ชุดของโปรแกรมสำหรับการคำนวณนิวตรอน - ฟิสิคัลและความร้อน - ไฮดรอลิกแบบสามมิติของลักษณะคงที่ของเครื่องปฏิกรณ์แบบช่องสัญญาณได้รับการพัฒนา การจำลองลักษณะทางกายภาพของนิวตรอนขึ้นอยู่กับวิธีการของกาลานิน-ไฟน์เบิร์กที่พัฒนาขึ้นสำหรับรูปทรงเรขาคณิตสามมิติ พารามิเตอร์ทางกายภาพของนิวตรอนของแต่ละ TC, แท่งของระบบควบคุมและป้องกัน (CPS), ตัวดูดซับเพิ่มเติม (DP) ถูกอธิบายโดยฟังก์ชันสหสัมพันธ์ที่ได้รับจากการประมวลผลการคำนวณตัวแปรของพารามิเตอร์ของ TC, CPS, เซลล์ DP เป็นฟังก์ชันของ การเผาไหม้ ความหนาแน่นของน้ำ และอุณหภูมิของกราไฟต์ พื้นฐานของการคำนวณเทอร์มัล-ไฮดรอลิกคือวิธีการคำนวณแบบช่องต่อช่องของ TC ทั้งหมด (สูงสุด 2,000) ด้วยพารามิเตอร์เทอร์มอล-ไฮดรอลิกแต่ละตัว รวมถึงความยาวและคุณลักษณะอื่นๆ ของน้ำเข้าด้านล่างและไอน้ำออกบน- การสื่อสารทางน้ำ (NVK และ PVK) ซึ่งเกิดขึ้นในปี 2512-2513 การตรวจสอบเชิงทดลองที่จุดยืนของ KS IAE I.V. คูร์ชาตอฟ

แพคเกจซอฟต์แวร์ที่พัฒนาขึ้นใช้เพื่อวิเคราะห์โหลดที่สำคัญหลายรายการของสิ่งอำนวยความสะดวก UG ผลการคำนวณเป็นที่น่าพอใจกับการทดลอง ในช่วง พ.ศ.2514-2516. การคำนวณนิวทรอนิกส์แบบ 3 มิติและเทอร์มอล-ไฮดรอลิกของพารามิเตอร์คงที่ของเครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK ได้ดำเนินการสำหรับระดับพลังงานที่แตกต่างกันและองค์ประกอบที่แตกต่างกันของแกน - ตั้งแต่การเริ่มต้นเริ่มต้นจนถึงสถานะคงที่ในโหมดการเติมเชื้อเพลิงอย่างต่อเนื่อง การคำนวณหนึ่งครั้งใช้เวลา 2-3 ชั่วโมงของเวลาประมวลผลของคอมพิวเตอร์ BESM-6 เมื่อดำเนินการคำนวณเหล่านี้ ปรากฎว่าวิธีการที่ใช้สำหรับการคำนวณปัจจัยการคูณที่มีประสิทธิภาพ (Keff) เป็นค่าลักษณะเฉพาะของตัวดำเนินการเมทริกซ์ให้ค่าลักษณะเฉพาะแรกสูงสุดในรูปแบบของจำนวนลบในช่วง 10-12 วิธีแก้ปัญหาที่ถูกต้องทางคณิตศาสตร์ไม่มีความหมายทางกายภาพ ปัญหานี้ถูกหารืออย่างเข้มข้นกับ V.I. Lebedev และ Ya.V. Shevelev พบว่ามีเพียงค่าลักษณะเฉพาะที่สองเท่านั้นที่เป็นค่าบวกและอยู่ในช่วงของเอกภาพ ซึ่งคาดว่า Keff ตามตรรกะอย่างเป็นทางการของการตีความค่าลักษณะเฉพาะและเวกเตอร์ลักษณะเฉพาะของตัวดำเนินการเมทริกซ์ เราสามารถสรุปได้ว่าในขั้นต้นสถานะที่เสถียรที่สุดของแกนเครื่องปฏิกรณ์คือ "ไม่มีอยู่" นี่เป็นการเรียกร้อง "ครั้งแรก" เกี่ยวกับความปลอดภัยเบื้องต้นของเครื่องปฏิกรณ์ RBMK ในอนาคต การวิเคราะห์ข้อมูลที่มีอยู่ในภายหลังเกี่ยวกับปัญหาของค่าลักษณะเฉพาะและค่าลักษณะเฉพาะของตัวดำเนินการเมทริกซ์แสดงให้เห็นว่าผลกระทบนี้เป็นเรื่องปกติสำหรับสิ่งที่เรียกว่า “ระบบคู่ที่อ่อนแอ” เช่น ระบบที่ประกอบด้วยระบบย่อยจำนวนมากที่มีการเชื่อมโยงที่อ่อนแอซึ่งกันและกัน เป็นที่ทราบกันดีจากการคำนวณและการทดลองว่ากลุ่ม TC ประเภท RBMK ใหม่ 35-40 ตัวก่อตัวเป็นระบบที่สำคัญแล้ว ตามมาด้วยการคำนวณว่าหากมีมากถึง 1,700 TK ในแกนกลางของเครื่องปฏิกรณ์ RBMK แม้ว่าหลังจากการเผาไหม้ถึงจุดสมดุลแล้ว กลุ่มท้องถิ่นที่มี 70–110 TK ก็สามารถถึงจุดวิกฤตได้หากไม่มี DP หรือแท่ง CPS ที่แนะนำ .

ผลลัพธ์ของการคำนวณค่าพารามิเตอร์นิวตรอน-กายภาพและความร้อน-ไฮดรอลิกแบบสามมิติที่อยู่นิ่งของแกนของเครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK เมื่อเข้าสู่สภาวะการเผาไหม้ที่สมดุล เผยให้เห็นผลกระทบที่คาดไม่ถึงหลายประการ:

เมื่อเครื่องปฏิกรณ์ทำงานที่ระดับพลังงานต่ำ (1-5% ของค่าเล็กน้อย) สามารถจ่ายส่วนผสมของไอน้ำและน้ำให้กับอินพุตไปยัง FC ซึ่งมีการสื่อสารทางน้ำที่ยาวที่สุด (LWC) ซึ่งเกิดขึ้นเนื่องจาก การรวมกันของอุณหภูมิของน้ำที่จ่ายใกล้กับอุณหภูมิอิ่มตัวและแรงดันน้ำที่ลดลงเนื่องจากความต้านทานไฮดรอลิกที่เพิ่มขึ้นของ NVK เนื่องจากผลกระทบของไอน้ำในเชิงบวก การปล่อยพลังงานสูงสุดสามารถเลื่อนไปที่ส่วนล่างของเครื่องปฏิกรณ์ในพื้นที่ที่มี FCs ที่มี NVCs ยาวที่สุด ใกล้กับแผ่นสะท้อนแสงด้านข้าง โดยค่าสัมประสิทธิ์โดยรวมของการปล่อยพลังงานที่ไม่สม่ำเสมอจะเพิ่มขึ้นพร้อมกันใน แกนกลาง;

เมื่อเครื่องปฏิกรณ์ทำงานที่ระดับพลังงานต่ำ (1-5% ของค่าเล็กน้อย) ให้ถอดแท่ง CPS ที่จมอยู่ใต้น้ำก่อนหน้านี้ซึ่งอยู่ใกล้กับแผ่นสะท้อนแสงด้านข้าง ในขณะที่ลดแท่ง CPS ที่อยู่ขอบตรงข้ามของแกน (การทำงานของ "จัดตำแหน่ง" ตำแหน่งของแท่ง CPS ในระดับความสูง) นำไปสู่การเพิ่มขึ้นอย่างมีนัยสำคัญในค่าสัมประสิทธิ์โดยรวมของการปล่อยพลังงานที่ไม่สม่ำเสมอในแกนโดยมีค่าสูงสุดในพื้นที่ของแท่ง CPS ที่แยกออกมา

การกระจายกำลังของความสูงของ TC มี "สองโคก" ที่เด่นชัด; เมื่อเครื่องปฏิกรณ์กำลังทำงานที่พิกัด "โคก" ด้านบนจะมีขนาดใหญ่กว่าด้านล่าง เมื่อเครื่องปฏิกรณ์ทำงานที่พลังงานต่ำ (ประมาณ 1-5% ของค่าเล็กน้อย) "โคก" ที่ต่ำกว่าอาจมีขนาดใหญ่กว่าด้านบน

ด้วยการเพิ่มกำลังเครื่องปฏิกรณ์เป็นกำลังไฟเล็กน้อย การปล่อยพลังงานสูงสุดในระดับความสูงจะเลื่อนไปที่ส่วนบนของแกนกลาง

ค่าสัมประสิทธิ์โดยรวมของการปล่อยพลังงานที่ไม่สม่ำเสมอในแกนกลางจะลดลงเมื่อกำลังเพิ่มขึ้นและอุณหภูมิของน้ำที่จ่ายให้กับ FC ลดลง

จากการคำนวณ ข้อสรุปหลักคือการควบคุมและจัดการเครื่องปฏิกรณ์ที่ยากที่สุดคือโหมดการทำงานที่ใช้พลังงานต่ำพร้อมการไหลของน้ำที่เพิ่มขึ้น ข้อสรุปอีกประการหนึ่งคือคำแถลงข้อเท็จจริงของการพึ่งพาอาศัยกันอย่างมีนัยสำคัญของการกระจายพลังงานในแนวตั้งตาม TC บนตำแหน่งของพื้นที่ที่การเดือดของปริมาตรน้ำเริ่มขึ้น เมื่อทำงานที่กำลังไฟ พื้นที่ของจุดเริ่มต้นของการเดือดเชิงปริมาตรจะอยู่ที่ความสูง 1.5–3 ม. จากด้านล่างของแกนกลาง อย่างไรก็ตาม ด้วยกำลังเครื่องปฏิกรณ์ที่ลดลงและอัตราการไหลของน้ำที่เพิ่มขึ้นตามอุณหภูมิขาเข้าที่สูงขึ้น บริเวณที่เริ่มเดือดอาจเปลี่ยนลงไปยังบริเวณที่เผาไหม้เชื้อเพลิงต่ำกว่า ซึ่งแตกต่างกันสำหรับ FC ต่างๆ ซึ่งแนะนำ ปฏิกิริยาเชิงบวกเพิ่มเติม ดังนั้นจึงได้รับการพิสูจน์ว่าการคำนวณนิวตรอนฟิสิกส์ของพารามิเตอร์ของเครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK นั้นจำเป็นต้องคำนึงถึงคุณลักษณะทางความร้อนและไฮดรอลิกของ FC แต่ละตัว

ประดิษฐ์ขึ้นในปี พ.ศ. 2514-2515 วิธีการใหม่ในการทำให้เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์เดือดเย็นลง (ผู้เขียน: S.M. Feinberg, A.N. Rumyantsev, V.A. Chebotarev, A.Ya. Kramerov) และสิ่งที่เรียกว่า “หลายชั้น” TC (ผู้เขียน: S.M. Feinberg, A.N. Rumyantsev, V.A. Chebotarev, V.E. Nikulshin, V.S. Osmachkin, V.A. Kapustin) ด้วยน้ำประปาตามขวาง ทดสอบสำเร็จที่แท่น KS ในปี 1973 โดยมีความเป็นไปได้ที่จะใช้ทั้งใน RBMK-1000 และ RBMK-1500 สามารถขจัดการกระจายความหนาแน่นของน้ำในแนวดิ่งที่ไม่สม่ำเสมอใน TC ได้เกือบทั้งหมด และมีพลังวิกฤตสูงกว่า 2.5-3 เท่าเมื่อเทียบกับ TC สำหรับ RBMK -1000 อย่างไรก็ตาม แทนที่จะใช้ในการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ RBMK-1500 นั้น TC ที่พัฒนาโดย NIKIET พร้อมระบบจ่ายน้ำตามยาวแบบดั้งเดิมและเครื่องหมุนเหล็กสำหรับการไหลของไอน้ำผสมน้ำในส่วนบนของ TC การออกแบบ TC สำหรับ RBMK-1000 ยังคงไม่เปลี่ยนแปลง ความหนาแน่นของน้ำในเครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK ที่ไม่สม่ำเสมอในแนวดิ่งได้รับการเก็บรักษาไว้

ในช่วง พ.ศ.2515-2516. วิธีการและโปรแกรมสำหรับการคำนวณสามมิติของกระบวนการนิวตรอน-กายภาพและความร้อน-ไฮดรอลิกแบบไม่เคลื่อนที่ในเครื่องปฏิกรณ์แบบช่องสัญญาณชนิด RBMK (สูงสุด 2,000 TK) ได้ถูกสร้างขึ้น การสร้างแบบจำลองลักษณะทางกายภาพของนิวตรอนขึ้นอยู่กับวิธีการของกาลานิน-ไฟน์เบิร์กที่พัฒนาขึ้นสำหรับกระบวนการที่ไม่หยุดนิ่งในรูปทรงเรขาคณิตสามมิติ ในแบบจำลองที่นำมาใช้ 6 กลุ่มของนิวตรอนที่ล่าช้าถูกนำมาพิจารณา โปรแกรมนี้ออกแบบมาเพื่อวิเคราะห์กระบวนการที่ไม่หยุดนิ่งซึ่งค่อนข้างช้า ซึ่งระยะเวลาของการเปลี่ยนแปลงกำลังของ FC แต่ละตัวจะต้องนานกว่าเวลาที่สารหล่อเย็นไหลผ่านแกนกลาง สำหรับ RBMK เวลาที่น้ำหล่อเย็นไหลผ่านแกนกลางนั้นอยู่ที่ประมาณ 3–4 วินาที เนื่องจากค่าคงที่ทางความร้อนของ TVEL ชนิด RBMK พร้อมเชื้อเพลิงใหม่ถูกประมาณไว้ที่ระดับ 13 วินาที ข้อจำกัดของแบบจำลองเหล่านี้จึงแทบไม่มีผลกระทบต่อการสร้างแบบจำลองของกระบวนการที่ค่อนข้าง "ช้า" ที่ไม่ได้อยู่นิ่ง ซึ่งเกิดจากผลกระทบของความหนาแน่น ของการเกิดปฏิกิริยาในน้ำ ไฮโดรลิกระบายความร้อนแบบไม่เคลื่อนที่ถูกคำนวณสำหรับแต่ละ TC โดยคำนึงถึงลักษณะเฉพาะของ NVK และ PVK คุณลักษณะนิวทรอนิกส์ของ TC แต่ละอันได้รับการอธิบายโดยการขึ้นต่อกันของความสัมพันธ์เป็นฟังก์ชันของการเพิ่มปริมาณเริ่มต้น การเผา อุณหภูมิและความหนาแน่นของน้ำ และอุณหภูมิกราไฟต์ ลักษณะทางกายภาพของนิวตรอนของแท่ง DP และ CPS ถูกอธิบายโดยการพึ่งพาความสัมพันธ์เป็นฟังก์ชันของอุณหภูมิและความหนาแน่นของน้ำ และอุณหภูมิของกราไฟต์ การพึ่งพาความสัมพันธ์ได้มาจากการประมวลผลชุดของการคำนวณตัวแปรของพารามิเตอร์เซลล์โดยใช้ VOR- ที่แก้ไขแล้ว

การคำนวณความแปรปรวนของเครื่องปฏิกรณ์แต่ละเครื่องเริ่มต้นด้วยการคำนวณสถานะคงตัวเริ่มต้น จากนั้นตามสถานการณ์ที่ยอมรับได้ การคำนวณของกระบวนการชั่วคราวที่ไม่หยุดนิ่งได้ดำเนินการ โดยเริ่มจากสถานะหยุดนิ่งและสิ้นสุดด้วยความสำเร็จของสถานะคงที่จริงใหม่ หรือการหยุดชะงักของการนับเนื่องจาก การล้นของบิตกริดของตัวเลขที่ได้รับเนื่องจากการเพิ่มขึ้นของเวลาของนิวตรอนฟลักซ์และพลังของ TC (เซลล์หน่วยความจำคอมพิวเตอร์ BESM-6 หนึ่งเซลล์ถูกใช้เพื่อเก็บเลขทศนิยม 3 ตัว) การคำนวณถูกขัดจังหวะอย่างผิดปกติเมื่อค่าสัมประสิทธิ์ความไม่สม่ำเสมอของการปล่อยความร้อนเหนือปริมาตรของแกนเครื่องปฏิกรณ์ถึงค่าลำดับที่ 103 การคำนวณกระบวนการที่ไม่อยู่กับที่หนึ่งรายการซึ่งกินเวลา 3-5 นาทีต้องใช้เวลาตั้งแต่ 100 ถึง 150 ชั่วโมง ของเวลาตัวประมวลผล BESM-6 EMW เกณฑ์ความสมบูรณ์ของแกนหลักคือฟลักซ์ความร้อนวิกฤต ณ จุดใดๆ ตามความสูงของ TC ใดๆ ไม่เกิน ตามคำขอของฉัน สนับสนุนโดยดิสก์แม่เหล็ก Ya.V. สำหรับการคำนวณ RBMK ที่ไม่อยู่กับที่บนคอมพิวเตอร์ BESM-6 คำขอได้รับการอนุมัติ ชุดซอฟต์แวร์มีการติดตั้งกลไกการรีสตาร์ทอัตโนมัติ ซึ่งทำให้สามารถเริ่มและหยุดงานได้ตลอดเวลา เนื่องจากในเวลานั้นผู้ปฏิบัติงานของคอมพิวเตอร์ BESM-6 ได้รับโบนัสสำหรับการใช้เวลาโปรเซสเซอร์ให้เกิดประโยชน์สูงสุด คอมเพล็กซ์ซอฟต์แวร์นี้จึงกลายเป็น "ที่ชื่นชอบ" ของผู้ปฏิบัติงานซึ่งใช้การ์ดเจาะรูเพียง 4 ใบในการรัน เหตุการณ์ของการปฏิเสธที่จะเข้าสู่สำรับไพ่ที่เจาะรูขนาดใหญ่เนื่องจากการติดขัด การเอียง ฯลฯ เป็นเรื่องปกติในช่วงเวลานั้น หากไม่สามารถกู้คืนบัตรเจาะได้ แสดงว่าผู้ปฏิบัติงานคอมพิวเตอร์ต้องการเริ่มต้นชุดซอฟต์แวร์เพื่อหลีกเลี่ยงการหยุดทำงานของคอมพิวเตอร์ การคำนวณขั้นตอนครั้งเดียวที่ต้องการตั้งแต่ 5 ถึง 15 นาทีของเวลาตัวประมวลผล BESM-6 ดังนั้น เวลาคอมพิวเตอร์ที่ต้องใช้ในการคำนวณกระบวนการที่ไม่หยุดนิ่งสามารถหาได้ภายใน 2-4 สัปดาห์ ในช่วงปี พ.ศ. 2515-2517 มีการคำนวณไม่เกิน 30-40 ครั้ง

โดยส่วนใหญ่แล้ว ลักษณะของแกนที่มีการเบิร์นสมดุลและองค์ประกอบของไอโซโทปสำเร็จเป็นแบบจำลอง สถานะเหล่านี้สอดคล้องกับการมีอยู่ของแท่ง DP 10-20 แท่งในโซนแอคทีฟ ซึ่งกระจายเกือบเท่าๆ กันทั่วโซนแอคทีฟ จำนวนแท่ง CPS ที่แนะนำถูกกำหนดโดยใช้ทฤษฎีก่อกวน การกระจายความสูงเริ่มต้นของแท่ง CPS ถูกจำลองโดยวิธีมอนติคาร์โล ค่าเริ่มต้นของ Keff จะถูกทำให้เป็นเอกภาพเสมอ สถานการณ์สำหรับเหตุการณ์ส่วนใหญ่เห็นด้วยกับ S.M. Feinberg และ Ya.V. Shevelev ความสนใจมากที่สุดคือการวิเคราะห์สถานการณ์ที่เกิดขึ้นเมื่อเครื่องปฏิกรณ์ทำงานที่ใช้พลังงานต่ำ (1-5% ของค่าเล็กน้อย) และสถานการณ์ของการปล่อย AZ ที่ระดับพลังงานต่างๆ ผลลัพธ์ของการคำนวณถูกวาดขึ้นในรูปแบบของไดอะแกรมของการกระจายพลังงานของ TC ในเวลา (ขนาดประมาณ 2.5x2.5 เมตร, มากถึง 20-30 แผ่นต่อหนึ่งตัวเลือกการคำนวณ) และรายการในสมุดงานที่อยู่ใน อาคารแผนกที่ 1 101 ซึ่งนำโดย L.S. Danchenko มีการรายงานผลการคำนวณในการสัมมนาแบบปิดหลายครั้งของ Sector-14 ไม่มีความเป็นไปได้สำหรับการตรวจสอบการทดลองของผลการคำนวณในขณะนั้น ในการคำนวณจำนวนหนึ่ง ความไม่สม่ำเสมอที่ไม่คงที่อย่างมีนัยสำคัญในการกระจายพลังงานเหนือปริมาตรของแกนกลางนั้นพบได้ด้วยการโลคัลไลเซชันภายในปริมาตรของแกนกลาง ซึ่งรวมถึงประมาณ 70-110 TC ข้อสรุปเกี่ยวกับการเกิดขึ้นและการพัฒนาของผลกระทบเชิงพื้นที่ของการกระจายพลังงานด้วยการก่อตัวของโซนวิกฤตยิ่งยวดในท้องถิ่นอาจได้รับการยืนยันหรือหักล้างโดยการทดลองในเครื่องปฏิกรณ์ RBMK เท่านั้น ประสบการณ์ที่สั่งสมมาในขณะนั้นในการทำงานของเครื่องปฏิกรณ์อุตสาหกรรมแบบสองวัตถุประสงค์ รวมถึงเครื่องปฏิกรณ์ประเภท AMB ไม่สามารถยืนยันหรือหักล้างข้อสรุปเหล่านี้ได้

จากผลลัพธ์ที่ได้รับจนถึงปัจจุบัน (2009) มีเพียงไม่กี่ตัวเท่านั้นที่สามารถทำซ้ำได้จากหน่วยความจำซึ่งน่าเสียดายที่ได้รับการยืนยันจากการทดลองในภายหลัง นั่นคือเหตุผลที่พวกเขาจำได้

1) เมื่อเครื่องปฏิกรณ์ทำงานที่พลังงานต่ำ (1-5% ของค่าเล็กน้อย) และใช้ปั๊มหมุนเวียนหลัก 6 ตัว (MCP) ให้ถอดแกน CPS ที่จมอยู่ใต้น้ำทั้งหมดซึ่งก่อนหน้านี้อยู่ใกล้ตัวสะท้อนแสงด้านข้าง ในบริเวณแกนสมมาตร ในขณะที่ลดแท่ง CPS ที่อยู่ขอบตรงข้ามของแกน (การดำเนินการ "จัดตำแหน่ง" ตำแหน่งของแท่ง CPS ในระดับความสูง) สามารถนำไปสู่การสร้างโซนเฉพาะของการปล่อยพลังงานที่เพิ่มขึ้นและเพิ่มขึ้นในส่วนล่างของ แกนในพื้นที่ของแท่ง CPS ที่ถูกลบออก อัตราการเติบโตของพลังงานในท้องถิ่นของ FC นั้นเทียบเท่ากับค่าคงที่ความร้อนของ TVEL (ประมาณ 13 วินาที) เส้นผ่านศูนย์กลางที่มีประสิทธิภาพของโซนในท้องถิ่นนี้ใกล้เคียงกับทรงกลมหรือวงรีที่ส่วนท้ายของการนับนั้นอยู่ที่ประมาณ 2.5-3 เมตร พื้นที่นี้ครอบคลุมกลุ่ม 70-110 TC ค่าสัมประสิทธิ์เชิงปริมาตรของการปล่อยพลังงานที่ไม่สม่ำเสมอจะแปรผันตามช่วงกว้าง โดยมีค่าถึง 200-500 โดยที่กำลังรวมของเครื่องปฏิกรณ์เพิ่มขึ้นค่อนข้างน้อย เมื่อสิ้นสุดการนับ พลังงานท้องถิ่นของ FC ในภูมิภาคที่มีการปลดปล่อยพลังงานสูงสุดอาจเกินวิกฤตการถ่ายเทความร้อนที่จำกัดได้ 2-10 เท่า กระบวนการชั่วคราวแบบเดียวกันเมื่อเครื่องปฏิกรณ์ทำงานที่กำลังไฟฟ้าเล็กน้อยทำให้เกิดการเปลี่ยนแปลงในการกระจายพลังงานในพื้นที่ตามความสูงของ FC ไปยังส่วนบนของแกนกลางโดยไม่มีการเปลี่ยนแปลงอย่างมีนัยสำคัญในค่าสัมประสิทธิ์ปริมาตรของการปล่อยพลังงานที่ไม่สม่ำเสมอบนแกนกลาง . สรุปได้ว่าจำเป็นต้องกำจัดการดำเนินการปรับระดับความสูงของแท่ง CPS ระยะไกลเมื่อเครื่องปฏิกรณ์ทำงานที่ระดับพลังงานต่ำ และความจำเป็นในการลดการไหลของน้ำผ่านแกนกลางด้วยกำลังที่ลดลง ฉันไม่ทราบว่าข้อกำหนดดังกล่าวรวมอยู่ในระเบียบการปฏิบัติงานหรือไม่ อุบัติเหตุที่หน่วยที่ 1 ของ Leningrad NPP (LNPP) ในเดือนธันวาคม พ.ศ. 2518 ยืนยันความเป็นไปได้ของสถานการณ์ดังกล่าวรวมถึงขนาดของภูมิภาคที่มีความร้อนสูงเกินไปในท้องถิ่นของ FC พร้อมกับการกดดันตามมา (ชุดเชื้อเพลิงประมาณ 100 ชุด)

2) การคายประจุของแกนที่ระดับพลังงานต่ำ (1-5% ของค่าเล็กน้อยเมื่อ 6 MCPs ทำงาน) ทำให้ค่าสัมประสิทธิ์ปริมาตรของการปล่อยพลังงานไม่สม่ำเสมอเพิ่มขึ้นเสมอโดยมีการเปลี่ยนแปลงในการปล่อยพลังงานสูงสุดไปที่ด้านล่าง ส่วนหนึ่งของแกนกลางเนื่องจากการซ้อนทับของสองผลกระทบ: การมีอยู่ของส่วนผสมของไอน้ำที่ทางเข้า FC ซึ่งมีการสื่อสารทางน้ำที่ต่ำกว่าโดยมีความยาวมากที่สุด และการกระจัดของนิวตรอนฟลักซ์และพลังงานที่ปลดปล่อยสูงสุดไปยัง ส่วนล่างของแกนเนื่องจากการถอนกราไฟต์ดิสเพลสเซอร์ออกจากแกนกลางและการแนะนำส่วนดูดซับของแกนกลาง ในกรณีนี้ มีการแข่งขันระหว่างสองผลกระทบเชิงพื้นที่ - ผลของการลดลงของปฏิกิริยาเฉพาะที่ในส่วนบนของแกนกลางเนื่องจากการแนะนำขององค์ประกอบการดูดซับของแท่งแกนหลัก และผลของการเพิ่มขึ้นของปฏิกิริยาเฉพาะที่ใน ส่วนล่างของแกนกลางเนื่องจากผลของไอบวกและการ "บีบ" ของสนามนิวตรอนลง ผลของการแข่งขันนี้ถูกกำหนดโดยตำแหน่งเริ่มต้นของแท่ง DP และ CPS ในแกน และความเร็วในการใส่แท่ง AZ เข้าไปในแกน ที่ความเร็วของการแทรกแกนหลักซึ่งนำมาใช้ในการออกแบบหน่วยที่ 1 ของเลนินกราด NPP (ประมาณ 0.4 ม./วินาที) ผลกระทบของ "การบวม" ในท้องถิ่นในระยะสั้นจะแสดงออกมาเสมอ ขนาดของผลกระทบถูกประเมินโดยการเพิ่มค่าสัมประสิทธิ์เชิงปริมาตรของการปล่อยพลังงานที่ไม่สม่ำเสมอเป็น 10 เท่า ภายใต้เงื่อนไขเริ่มต้นบางอย่าง ผลกระทบนี้นำไปสู่วิกฤตการกำจัดความร้อนในระยะสั้น (ที่ระดับสิบวินาที) ในช่วงเวลานี้ แท่ง AZ ถูกนำไปไว้ประมาณกึ่งกลางของโซนแอคทีฟ (3.5 เมตร) ผลที่เป็นไปได้ของการเร่งความเร็วในพื้นที่ใกล้กับแผ่นสะท้อนแสงด้านข้างที่มีเส้นผ่านศูนย์กลางจริง 2.5-3 เมตร โดยมีค่าคงที่ความร้อนขององค์ประกอบเชื้อเพลิงที่ระดับ 13 วินาที และคำนึงถึงปริมาณไฮโดรเจนที่สามารถปล่อยออกมาได้ทั้งสองอย่าง อันเป็นผลมาจากปฏิกิริยาไอเซอร์โคเนียมและส่วนใหญ่เกิดจากการสลายตัวด้วยความร้อนของน้ำ ในเวลาเดียวกัน สันนิษฐานว่าท่อเซอร์โคเนียม 70–110 หลอดของ FC เผาไหม้และแตกออก และในช่วงระยะเวลาหนึ่งตามลำดับของค่าคงที่ความร้อนของ TVEL น้ำ 5–10 ตันจะถูกย่อยสลายทางความร้อนเป็นไฮโดรเจนและออกซิเจน เข้าสู่โซนวิกฤตยิ่งยวดในท้องถิ่น เมื่อสัมผัสกับบรรยากาศในภายหลัง อาจเกิดการระเบิดของส่วนผสมของออกซิเจน-ไฮโดรเจน ซึ่งส่วนผสม 1 ตันนั้นเทียบเท่ากับ TNT 0.5-2 ตัน การประมาณการที่ได้รับสอดคล้องกับการเทียบเท่าทีเอ็นทีในช่วงตั้งแต่ 2 ถึง 20 ตันของทีเอ็นที

ความเพิกเฉยหรือเพิกเฉยต่อการแข่งขันที่เปิดเผยของผลกระทบเชิงพื้นที่สองอย่างในการปรับปรุงเครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK ที่ตามมา (โดยปราศจากการมีส่วนร่วมของฉัน) นำไปสู่ความจริงที่ว่าที่เครื่องปฏิกรณ์ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนปิล (ChNPP) และโรงไฟฟ้านิวเคลียร์อิกนาลินากับ RBMK- เครื่องปฏิกรณ์ 1500, เครื่องแยกกราไฟต์ (สวิตช์ปลาย) บนแท่ง CPS และ AZ แทนที่จะเป็นกราไฟต์ ที่ด้านล่างของแท่งเหล่านี้คือเสาน้ำสูงประมาณ 1.2 เมตร เสาเหล่านี้มีบทบาทเป็นตัวดูดซับนิวตรอนความร้อน และขนาดของมันสัมพันธ์กันอย่างดีกับเส้นผ่านศูนย์กลางประสิทธิผลข้างต้นของเขตวิกฤตเฉพาะที่ (2.5-3 เมตร) เมื่อแท่งแกนกลางหล่นลงมาที่ส่วนล่างของแกน น้ำจะถูกแทนที่ด้วยส่วนปลายกราไฟต์ของแท่งแกน ซึ่งเพิ่มปฏิกิริยาเชิงบวกเพิ่มเติมให้กับเอฟเฟกต์ไอน้ำปฏิกิริยาเชิงบวกที่มีอยู่แล้วและผลกระทบของสนามนิวตรอนที่ "บีบตัว" ลง . ผลที่คาดการณ์ไว้ของการเพิ่มค่าสัมประสิทธิ์เชิงปริมาตรของการปล่อยพลังงานที่ไม่สม่ำเสมอระหว่างการปล่อย AZ ที่ระดับพลังงานต่ำโดยมีความเป็นไปได้ในการสร้างโซนวิกฤตยิ่งยวดในพื้นที่นั้นเกิดขึ้นในช่วงต้นทศวรรษที่ 80 ของศตวรรษที่ผ่านมา ได้รับการยืนยันจากการทดลองในระหว่างการเริ่มต้นเครื่องปฏิกรณ์ทั้งที่ Chernobyl NPP และที่ Ignalina NPP ด้วยเครื่องปฏิกรณ์ RBMK-1500 ในปี 1986 ผลกระทบนี้ได้รับการยืนยันจากการทดลองอีกครั้งจากอุบัติเหตุที่บล็อกที่ 4 ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนบิล ซึ่งเกิดขึ้นในวันเกิดของฉันเมื่อวันที่ 26 เมษายน

ความต่อเนื่องของประวัติการมีส่วนร่วมในการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ RBMK

ในเดือนมิถุนายน พ.ศ. 2516 ฉันได้ปกป้องวิทยานิพนธ์สำหรับผู้สมัครสาขาวิทยาศาสตร์กายภาพและคณิตศาสตร์ที่สภา IAE IV คูร์ชาตอฟ. สภานำโดย A.P. Aleksandrov หัวข้อของวิทยานิพนธ์ซึ่งถูกจัดประเภทคือวิธีการที่สร้างขึ้นสำหรับการคำนวณคุณลักษณะของนิวตรอน - กายภาพและความร้อน - ไฮดรอลิกที่อยู่นิ่งของเครื่องปฏิกรณ์ประเภทช่องสัญญาณสามมิติ ระบบซอฟต์แวร์ที่เกี่ยวข้อง และผลลัพธ์บางส่วนของการคำนวณพารามิเตอร์ของประเภท RBMK-1000 เครื่องปฏิกรณ์ จากการตัดสินใจร่วมกันของ S.M. Feinberg อดีตรองประธานสภา และ Ya.V. Shevelev, Ya.V. Shevelev ได้รับการเสนอชื่อให้เป็นผู้บังคับบัญชาของฉัน ผลลัพธ์ของการคำนวณที่ก่อให้เกิดคำถามเกี่ยวกับพารามิเตอร์การออกแบบที่ยอมรับได้ของเครื่องปฏิกรณ์ RBMK-1000 นั้นไม่รวมอยู่ในข้อความต้นฉบับของวิทยานิพนธ์ ป้องกันได้สำเร็จ

ในต้นเดือนกันยายน พ.ศ. 2516 S.M. Feinberg ซึ่งได้รับแต่งตั้งเป็นประธานคณะกรรมการของรัฐสำหรับการเปิดตัวเครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK-1000 ที่หน่วยที่ 1 ของ Leningrad NPP กลับมาจากการเดินทางไปทำธุรกิจที่ Leningrad NPP โทรหาฉันและพูดว่า : "Sasha เราได้สร้างสิ่งที่จิตใจมนุษย์ไม่สามารถเข้าใจได้อีกต่อไป เราจะเริ่มเดินเครื่องปฏิกรณ์ภายในวันที่ 7 พฤศจิกายน 30-40ช่องเท่านั้น จากนั้นกลับไปที่การคำนวณของคุณ จนกว่าเราจะใช้งานแกนหลักจนเต็ม เราจะมีเวลาตรวจสอบอีกครั้งและชี้แจงทุกอย่าง” จากนั้น S.M. Feinberg ก็บินไปสัมมนาที่เมืองทบิลิซี Feinberg ถูกอพยพจากการสัมมนาไปยังมอสโคว์และเข้ารับการรักษาที่โรงพยาบาลแห่งที่ 6 ทันที ซึ่งเขาได้รับการวินิจฉัยว่าเสียชีวิต ณ สิ้นเดือนตุลาคม พ.ศ. 2516 Savely Moiseevich Feinberg ถึงแก่กรรม ไม่มีใครได้รับอนุญาตให้เข้าไปในโรงพยาบาลยกเว้นญาติของเขาและ V.A. Chebotarev ฉันไม่ได้รับคำแนะนำเพิ่มเติมจากเขา พนักงาน NIKIET ที่ได้รับการแต่งตั้งใหม่ L.V. Konstantinov ซึ่งฉันรู้จักดีจากการทำงานที่ NIKIET และที่ฉันทำงานด้วยที่ IAEA ในอีกหลายปีถัดมา ไม่มีความคิดเกี่ยวกับปัญหาของ RBMK ซึ่งระบุไว้โดยสังเขปข้างต้น ประธานของรัฐที่ได้รับการแต่งตั้งใหม่ คณะกรรมการ.
การปรับโครงสร้างที่ตามมาและการจัดตั้งแผนกเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ที่นำโดย V.A. Sidorenko การย้ายทีมอย่างเป็นทางการภายใต้การนำของ EP Kunegin ไม่ได้หยุดความพยายามที่จะวิเคราะห์คุณสมบัติของเครื่องปฏิกรณ์ RBMK-1000 และ RBMK- ที่ออกแบบเพิ่มเติม 1500. จากผลงานในปี 2516-2517 มีการออกรายงานลับจำนวนหนึ่ง ในตอนต้นของปี 1974 ฉันหันไปหา A.P. Aleksandrov พร้อมข้อเสนอที่จะสร้างห้องปฏิบัติการสำหรับการจำลองเชิงตัวเลขของเครื่องปฏิกรณ์ประเภทช่องสัญญาณ (ประเภท RBMK) บนพื้นฐานของกลุ่มของฉันและระบบซอฟต์แวร์ที่สร้างขึ้น โดยรวมอยู่ในนั้น เครื่องคิดเลข RBMK กระจัดกระจายไปทั่ว หน่วยงานต่างๆ ยังไม่มีการจัดตั้งห้องปฏิบัติการ ในเวลาเดียวกัน Ya.V. Shevelev จากผลการคำนวณที่ดำเนินการได้ริเริ่มติดตั้งเครื่องปฏิกรณ์ RBMK แต่ละเครื่องด้วยคอมเพล็กซ์การคำนวณและการวินิจฉัยซึ่งประกอบด้วยคอมพิวเตอร์ 2 เครื่องประเภท BESM-6 เนื่องจากคอมพิวเตอร์เครื่องอื่นของ พลังงานที่ต้องการไม่ได้ผลิตในสหภาพโซเวียต ความคิดริเริ่มนี้ไม่ได้ถูกนำมาใช้ ในการทำงานร่วมกับนักศึกษาระดับบัณฑิตศึกษาของฉัน N.L. Pozdnyakov มีการสรุปวิธีการปรับปรุงวิธีการคำนวณนิวตรอน - กายภาพและความร้อน - ไฮดรอลิกแบบสามมิติเพื่อลดค่าใช้จ่ายของเวลาคอมพิวเตอร์ 10 หรือมากกว่านั้น วิธีการเหล่านี้ได้รับการพัฒนาและเป็นพื้นฐานของวิทยานิพนธ์ปริญญาเอกที่ได้รับการปกป้องซึ่งประสบความสำเร็จของเขา

ในเดือนกันยายน พ.ศ. 2517 ฉันถูกส่งไปร่วมการประชุมของ American Nuclear Society ในแอตแลนตา (สหรัฐอเมริกา) พร้อมรายงานเกี่ยวกับวิธีการสร้างแบบจำลองสามมิติของกระบวนการที่ไม่หยุดนิ่งในเครื่องปฏิกรณ์แบบช่องสัญญาณ รายงานดังกล่าวกระตุ้นความสนใจและได้รับการตีพิมพ์ในการดำเนินการของการประชุม คำถามหลักคือ: คุณสามารถหาคอมพิวเตอร์เครื่องดังกล่าวได้ที่ไหนซึ่งจะสามารถแก้ปัญหาเกี่ยวกับมิติเมทริกซ์ของลำดับ 104-105 ด้วยจำนวนองค์ประกอบ 108-1010 ได้ ตามที่ชาวอเมริกันยังไม่มีคอมพิวเตอร์ดังกล่าวในธรรมชาติ คำตอบที่ว่าคอมพิวเตอร์ดังกล่าวคือ BESM-6 ทำให้เกิดทั้งความประหลาดใจ ความไม่ไว้วางใจ และแม้แต่ความอิจฉา คำถามที่ถามบ่อยอีกข้อคือความสามารถในการควบคุมเครื่องปฏิกรณ์ RBMK และวิธีควบคุมการปลดปล่อยพลังงานในแกนกลาง ต้องขอบคุณการเยี่ยมชมของคณะกรรมาธิการพลังงานปรมาณูของสหรัฐฯ นำโดย Glen Seaborg ไปยัง Leningrad NPP Unit 1 ที่กำลังก่อสร้างในปี 1972 ซึ่งมี S.M. Feinberg ร่วมด้วย ชาวอเมริกันรู้เรื่องโครงการก่อสร้าง NPP ด้วย RBMK-1000 มากมายอยู่แล้ว จากนั้นควบคุมเครื่องปฏิกรณ์ดังกล่าวและความเป็นไปได้ในการใช้งานในโหมดสองวัตถุประสงค์

ในตอนท้ายของปี 1974 ฉันถูกเกณฑ์ให้อยู่ในกองกำลังสำรองของ SCAE เพื่อทำงานใน IAEA ตั้งแต่เดือนกุมภาพันธ์ พ.ศ. 2518 การวิเคราะห์ RBMK ก็หยุดลง เอกสารทั้งหมดรวมถึงระบบปฏิบัติการซอฟต์แวร์ถูกโอนไปยัง E.P. Kunegin อย่างเป็นทางการ NL Pozdnyakov ประสบความสำเร็จในการป้องกันการป้องกันของเขาในอีกสองปีต่อมา ในเดือนพฤษภาคม พ.ศ. 2518 ฉันเดินทางไปเวียนนาเพื่อฝึกงานที่ IAEA

เดินทางกลับจากเวียนนาในเดือนธันวาคม พ.ศ. 2518 เพื่อลงทะเบียนเป็นเจ้าหน้าที่ของ IAEA โดยถูกไล่ออกจาก IAE IV Kurchatov ฉันได้เรียนรู้เกี่ยวกับอุบัติเหตุในท้องถิ่นที่หน่วยที่ 1 ของ Leningrad NPP ในการประชุมกับหัวหน้าห้องปฏิบัติการ RBMK, A.Ya. Kramerov ฉันได้อธิบายรายละเอียดเกี่ยวกับสาเหตุที่เป็นไปได้มากที่สุดของอุบัติเหตุ (ดูด้านบน) และลงนามอนุญาตให้เขาทำความคุ้นเคยกับสมุดงานของฉันซึ่งเก็บไว้ใน แผนก 1 101 ของอาคารในรูปแบบของรายงานปิด ในเดือนมีนาคม พ.ศ. 2519 ฉันออกจากงานที่ IAEA ก่อนออกเดินทางฉันตกลงกับ L.S. Danchenko ว่าเธอจะบันทึกสมุดงานทั้งหมดของฉันในแผนกที่ 1 โฟลเดอร์ที่หนามากทั้งหมดที่มีการพิมพ์ทั้งข้อความต้นฉบับของโปรแกรมของฉันและผลการคำนวณของฉัน

หลังจากเสร็จสิ้นการเดินทางไปทำธุรกิจที่ IAEA ตั้งแต่เดือนมกราคม พ.ศ. 2524 ฉันก็กลายเป็นพนักงานของ IAE อีกครั้ง I.V.Kurchatov ในตำแหน่งรองผู้อำนวยการภาควิชาวิศวกรรมคอมพิวเตอร์และวิทยุอิเล็กทรอนิกส์ (OVTRiR) พร้อมคำแนะนำจาก V.A.Legasov และ V.A. I.V. Kurchatov เนื่องจากเขามีประสบการณ์เกี่ยวกับเทคโนโลยีคอมพิวเตอร์ต่างประเทศล่าสุดและปัญหาในการวิเคราะห์คุณลักษณะของ RBMK-1000 และ RBMK-1500 จึงไม่มีความเกี่ยวข้อง - เครื่องปฏิกรณ์ถูกสร้างขึ้นและดำเนินการสำเร็จ เห็นได้ชัดว่าไม่มีอุบัติเหตุซ้ำซ้อนเกิดขึ้นที่หน่วย 1 ของเลนินกราด NPP ในเดือนธันวาคม พ.ศ. 2518 พระราชกฤษฎีกาที่เกี่ยวข้องของคณะกรรมการกลางของ CPSU และคณะรัฐมนตรีของสหภาพโซเวียตในการจัดตั้ง IAE ศูนย์คอมพิวเตอร์คลัสเตอร์ IV Kurchatov (CCC) ถูกนำมาใช้ในปี 1980 มีไว้สำหรับการก่อสร้าง CCC ด้วยพื้นที่สูงถึง 20,000 ตารางเมตร ม. ม. ในช่วงจนถึงปี 1990 และติดตั้งคอมพิวเตอร์ที่ทรงพลังที่สุดของการผลิตในประเทศและต่างประเทศรวมถึงซูเปอร์คอมพิวเตอร์ประเภท Cray ร่างข้อมติได้รับการพัฒนาโดยผู้อำนวยการ OVTiR, I.I. Malashinin (ซึ่งกลายเป็นพลเรือตรีแห่งกองเรือในฐานะผู้อำนวยการ OVTiR) และรอง I.N. Polyakov ในนามของ A.P. Aleksandrov

เมื่อกลับมาจาก IAEA ปรากฎว่าในกระบวนการย้ายแผนกที่ 1 จากอาคาร 101 ไปยังอาคาร 158 สมุดงานและเอกสารทั้งหมดของฉันถูกทำลายตามคำแนะนำของ EP. Kunegin อดีตนักศึกษาระดับบัณฑิตศึกษาของฉัน N.L. Pozdnyakov ซึ่งในเวลานั้นถูกส่งไปยัง IAEA ด้วย ไม่สามารถขัดขวางการกระทำ "กวาดล้าง" เอกสารสำคัญของแผนกที่ 1 ได้ L.S. Danchenko กังวลมาก แต่ไม่สามารถทำอะไรได้ด้วยเหตุผลที่เป็นทางการ (อายุการเก็บรักษา ความลับ ฯลฯ)

ความพยายามในการกู้คืนระบบซอฟต์แวร์สำหรับการคำนวณสามมิติ สำเนาสำรองซึ่งถูกเก็บไว้ตั้งแต่ปี 1975 บนเทปแม่เหล็กโดย A.A. Derbenev พนักงานของ Department of Computing Machinery (OCT) ซึ่งทำในปี 1981 ล้มเหลว ในความพยายามครั้งแรกที่จะอ่านและเขียนเทปเหล่านี้ใหม่บนสื่อสด ชั้นเฟอร์โรแมกเนติกหลุดออกจากเทปเหล่านั้น นอกจากสิ่งพิมพ์และคู่มือผู้ใช้บางส่วนแล้ว ระบบซอฟต์แวร์เหล่านี้ยังไม่มีอะไรหลงเหลืออยู่ จนถึงขณะนี้ (2009) ไม่พบแอนะล็อกของคอมเพล็กซ์เหล่านี้ จลนพลศาสตร์ของเครื่องปฏิกรณ์ยังคงเป็นแบบจุด ไม่มีไฮโดรลิกระบายความร้อนแบบกระจาย ระดับของการสร้างแบบจำลองของกระบวนการทางกายภาพในเครื่องปฏิกรณ์แบบ RBMK ยังห่างไกลจากที่เคยประสบความสำเร็จเมื่อหลายสิบปีก่อน

ในระหว่างการพัฒนาฐานการคำนวณของ IAE พวกเขา IV Kurchatov ได้เรียนรู้เกี่ยวกับการปรับปรุงใน RBMK-1000 ที่นำมาใช้ที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนปิล การตัดสินใจลดระยะดิสเพลสเซอร์ของกราไฟต์บนแท่ง CPS และ AZ ทำให้เกิดความสนใจมากที่สุด ความพยายามที่จะค้นหาจากบุคคลนั้นแล้วผู้ได้รับรางวัล State Prize สำหรับเครื่องปฏิกรณ์ RBMK การวัดความถูกต้องของการปรับปรุงดังกล่าวไม่ได้นำไปสู่อะไรเลย สิ่งที่เหลืออยู่คือการรอ EP Kunegin ซึ่งทำหน้าที่เป็นรองผู้อำนวยการด้านวิทยาศาสตร์ของโครงการ RBMK เสียชีวิตในปี 2526 V.A. Sidorenko ถูกย้ายไปทำงานที่ Gosatomnadzor A.P. Aleksandrov กลายเป็นประธาน Academy of Sciences of the USSR การจัดการพื้นที่เครื่องปฏิกรณ์จริงถูกโอนไปยังรองผู้อำนวยการสถาบัน V.A. Legasov นักเคมีผู้มีความสามารถ

ในการประชุมใหญ่ของพรรคและนักเคลื่อนไหวทางเศรษฐกิจของ IAE พวกเขา I.V. Kurchatov เมื่อวันที่ 13 พฤศจิกายน พ.ศ. 2527 ซึ่งดำเนินการโดย A.Yu Gagarinsky ซึ่งเพิ่งได้รับเลือกเป็นเลขาธิการคณะกรรมการพรรคของสถาบันโดยฉันในนามของ OVTR (ผู้อำนวยการ OVTR I.I. ด้านล่าง”) โปรแกรมสำหรับการพัฒนาฐานการคำนวณของสถาบันสำหรับมุมมอง 10-15 ปีนั้นเป็นส่วนหนึ่งของการดำเนินการตามคำสั่งของคณะกรรมการกลางและคณะรัฐมนตรี โปรแกรมนี้ได้รับการพัฒนาร่วมกับ I.N. Polyakov รองผู้อำนวยการฝ่ายวิจัยทางเทคนิคและเทคนิคผู้อำนวยการในอนาคตของศูนย์วิจัยรัสเซีย "Kurchatov Institute" (2546-2549) โดยมีส่วนร่วมมากที่สุดของประธานสภา ผู้ใช้คอมพิวเตอร์ L.V. Mayorov และสมาชิกสภา เมื่อนำเสนอโปรแกรม มีการเน้นย้ำว่าการขาดพลังในการคำนวณไม่อนุญาตให้วิเคราะห์ความปลอดภัยของการตัดสินใจออกแบบสำหรับโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ในระดับที่จำเป็น และผู้ที่มีแนวโน้มมากที่สุดสำหรับอุบัติเหตุร้ายแรงคือหน่วย RBMK ล่าสุดที่มี การปรับปรุงทั้งหมดที่นำมาใช้ในนั้น L.V. Mayorov เน้นย้ำถึงการขาดแคลนกำลังการประมวลผลอย่างเฉียบพลันและความเสี่ยงของโครงการเครื่องปฏิกรณ์ที่ "ยังไม่เสร็จ" ในแถวแรกของห้องประชุม อาคาร 158 คนคือ A.P. Aleksandrov และ V.A. Legasov V.A. Legasov ตอบโต้อย่างรุนแรงต่อสิ่งที่เขาได้ยินโดยหันไปดูหมิ่น L.V. Mayorov เป็นการส่วนตัว A.P. Aleksandrov เงียบเป็นส่วนใหญ่ แต่เขาก็เข้าใจข้อมูลนี้มากจนสามวันต่อมาเขาตั้งคำถามเกี่ยวกับการยกเลิก OVTR ซึ่งเสร็จสิ้นแล้ว ในการประชุมเดียวกัน หัวหน้าวิศวกรของ IAE พวกเขา I.V.Kurchatov E.O.Adamov (หัวหน้าในอนาคตของกระทรวงพลังงานปรมาณู) เสนอให้สร้างโรงรถและการประชุมเชิงปฏิบัติการเชิงกลอัตโนมัติแทนศูนย์คอมพิวเตอร์ภายใต้กรอบของโครงการสร้างใหม่ทางวิศวกรรมของสถาบันที่พัฒนาโดยเขา เป็นผลให้มีการนำข้อเสนอของ E.O. Adamov ไปปฏิบัติ การตัดสินใจของคณะกรรมการกลางและคณะรัฐมนตรีถูกเพิกเฉยโดยไม่มีผล โรงจอดรถถูกสร้างขึ้นและว่างเปล่ามานานกว่า 10 ปีจนกระทั่ง "โอนย้าย" ไปยัง บริษัท รถยนต์ Audi การประชุมเชิงปฏิบัติการเชิงกลที่ประกาศโดย "สถานที่ก่อสร้าง All-Union shock Komsomol" ยังไม่เสร็จจนถึงทุกวันนี้ คนเดียวที่ประเมินสิ่งที่เกิดขึ้นในงานปาร์ตี้และทรัพย์สินทางเศรษฐกิจอย่างชัดเจนคือ N.N. Ponomarev-Stepnoy ซึ่งหลังจากสิ้นสุดทรัพย์สินแล้ว บอกฉันว่า KVC จะถูกสร้างขึ้น แม้จะมีปัญหาทั้งหมด แต่อาคารสำหรับ KVC ก็ถูกสร้างขึ้นในอีก 12 ปีต่อมาโดยเป็นส่วนหนึ่งของโครงการสร้างเครื่องปฏิกรณ์อวกาศ โดยต้องขอบคุณความคิดริเริ่มและการสนับสนุนจาก N.N. Ponomarev-Stepnoy งานออกแบบสำหรับอาคารนี้เขียนโดย I. N. Polyakov และฉัน อาคารหลังนี้พร้อมสิ่งอำนวยความสะดวกทั้งหมด เหมาะอย่างยิ่งสำหรับการพัฒนางานด้านไมโครอิเล็กทรอนิกส์ และสำหรับการปรับใช้ระบบคอมพิวเตอร์แบบมัลติโปรเซสเซอร์ในนั้น เทปบันทึกสุนทรพจน์และการอภิปรายในการประชุมที่ขยายตัวของพรรคและนักเคลื่อนไหวทางเศรษฐกิจหายไปจากเอกสารสำคัญของคณะกรรมการพรรคในเดือนพฤษภาคม - มิถุนายน 2529 หลังจากเกิดอุบัติเหตุที่บล็อกที่ 4 ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนปิล

ได้รับข้อมูลเกี่ยวกับอุบัติเหตุที่บล็อกที่ 4 ของ Chernobyl NPP จาก A.Yu. Gagarinsky เมื่อวันที่ 28 เมษายน 2529 โดยไม่มีรายละเอียดใด ๆ สำหรับรายละเอียดต่างๆ เขาซึ่งเป็นเลขาธิการคณะกรรมการพรรคได้แนะนำให้ฟังสถานีวิทยุ Voice of America ต่อสาธารณชน หนึ่งสัปดาห์ต่อมา ในฐานะผู้นำการสัมมนาเศรษฐกิจการเมืองของ OBT ฉันได้จัดสัมมนาตามกำหนดการ ในนั้น A.A. Derbenev ซึ่งรู้ประวัติการทำงานของฉันใน RBMK เป็นอย่างดี ได้ถามถึงสาเหตุที่เป็นไปได้ของอุบัติเหตุครั้งนี้ โดยไม่ทราบรายละเอียดใด ๆ ของสิ่งที่เกิดขึ้น ยกเว้นรายงานอย่างเป็นทางการเกี่ยวกับอุบัติเหตุ ฉันได้แสดงหลายเวอร์ชัน ซึ่งหลัก ๆ คือการปล่อยพลังงานที่ไม่สม่ำเสมอซึ่งกระตุ้นโดยการทำงานโดยใช้พลังงานต่ำ ซึ่งเริ่มการก่อตัวของโซนวิกฤตยิ่งยวดในพื้นที่ด้านล่าง ส่วนหนึ่งของแกนใกล้กับแผ่นสะท้อนแสงด้านข้างพร้อมความเร่งที่ตามมา (ดูรายละเอียดด้านบน) ต่อมาปรากฎว่าเป็นเช่นนี้ ในเดือนมิถุนายน พ.ศ. 2529 A.Ya Kramerov หัวหน้าห้องปฏิบัติการ RBMK ซึ่งกลับมาจากการเดินทางไปทำธุรกิจที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนปิลพบฉันในโรงอาหารของสถาบันและถามคำถามเดียวกัน และได้คำตอบเดียวกันซึ่งแปลกใจมาก

ในเดือนพฤษภาคม พ.ศ. 2529 ระหว่างการประชุมเป็นการส่วนตัวกับ V.A. Legasov ซึ่งกลับมาจากโรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนปิล ฉันขอให้รวมอยู่ในทีมของสถาบันซึ่งมีส่วนร่วมในการวิเคราะห์สาเหตุของอุบัติเหตุ เขาสัญญาว่าจะทำมัน สองปีต่อมาหลังจากการเสียชีวิตของ V.A. Legasov ฉันพบว่าเขาสั่งไม่ให้ฉันวิเคราะห์อุบัติเหตุครั้งนี้ด้วยการยิง "ปืนใหญ่" ฉันไม่ทราบสาเหตุของการตัดสินใจนี้

เล็กน้อยเกี่ยวกับอุบัติเหตุที่บล็อกที่ 4 ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนบิล

การวิจัยหลังอุบัติเหตุอย่างเข้มข้นหรือรายงานของคณะกรรมาธิการที่นำโดย V.A. Legasov ที่นำเสนอต่อ IAEA ไม่ได้เปิดเผยสิ่งใหม่เกี่ยวกับคุณลักษณะของ RBMK แก่ฉัน การทำงานระยะยาวของเครื่องปฏิกรณ์ในระดับพลังงานต่ำและแกนกลางที่เกือบ "สะอาด" จาก CPS และ DP กระตุ้นให้เกิดการสร้างโซนที่มีความวิกฤตยิ่งยวดในท้องถิ่นในส่วนล่างของเครื่องปฏิกรณ์ ในบริเวณใกล้กับตัวสะท้อนแสงด้านข้างและไปยัง แกนสมมาตรของแกน เนื่องจากผลของไอน้ำที่เป็นบวกเมื่อป้อนเข้าไปใน TC ของส่วนผสมของไอน้ำกับช่วงเวลาเริ่มต้นของกำลังไฟฟ้าที่เพิ่มขึ้นเป็นสองเท่าซึ่งกำหนดโดยค่าคงที่ทางความร้อนของ TVEL ตรวจพบกำลังที่เพิ่มขึ้นค่อนข้างช้าในเวลาต่อมาโดยผู้ควบคุมเครื่องปฏิกรณ์ซึ่งกดปุ่มปลดสำหรับแท่ง AZ จุดเริ่มต้นของการใส่แท่งแกนทำให้เกิดการเพิ่มปฏิกิริยาเพิ่มเติมในส่วนล่างของแกนเนื่องจากการแทนที่ของน้ำโดยกราไฟต์ดิสเพลสเซอร์ที่ "ปรับปรุง" ตามด้วยการเร่งกำลัง ผู้เชี่ยวชาญด้านวัตถุระเบิดประเมินว่าเทียบเท่ากับทีเอ็นทีของอุบัติเหตุที่หน่วยที่ 4 ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนปิลที่ระดับ 10-15 ตันของทีเอ็นที ค่านี้เป็นข้อตกลงที่ดีกับการประมาณการที่ฉันทำไว้ในปี 1973

รายงานอย่างเป็นทางการของ SCAE USSR "อุบัติเหตุที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนปิลและผลที่ตามมา" ซึ่งรวบรวมโดยคณะกรรมาธิการที่นำโดย V.A. การคาดการณ์ของกระบวนการที่ไม่ประจำที่ในเครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK-1000 ที่ผลิตในปี 2515-2577

การคำนวณด้านล่างอิงตามข้อมูลเกี่ยวกับสถานการณ์ที่เป็นไปได้สำหรับการเกิดขึ้นและการพัฒนาของอุบัติเหตุ ซึ่งได้รับในกระบวนการสร้างแบบจำลองลักษณะที่ไม่อยู่กับที่ของเครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK ในปี พ.ศ. 2515-2517 ใช้แบบจำลองการวิเคราะห์เชิงเส้นอย่างง่าย

จากรายงานทราบว่าเวลาบ่ายโมง 22 นาที เมื่อวันที่ 26 เมษายน พ.ศ. 2529 ผู้ปฏิบัติงานได้ลดอัตราการไหลของน้ำป้อนลงอย่างมาก ซึ่งส่งผลให้อุณหภูมิของน้ำที่ทางเข้าของเครื่องปฏิกรณ์เพิ่มขึ้นโดยมีความล่าช้าเท่ากับเวลาที่น้ำต้องผ่านจากถังแยกไปยังเครื่องปฏิกรณ์ MCPs ทั้ง 8 แห่งทำงานด้วยอัตราการไหลรวม (56-58)103 ลบ.ม./ชม. ด้วยปริมาณ TC 1680 อัตราการไหลผ่านเฉลี่ยหนึ่ง TC คือ (56-58) 103 ลบ.ม./ชม. / 1680 » (33.3-34.5) ลบ.ม./ชม. » 9.4 ลิตร/วินาที เนื่องจากขาดข้อมูลที่ถูกต้อง การประมาณช่วงเพิ่มเติมจึงใช้วิธีประมาณค่าความไม่แน่นอนเชิงปริมาณ การวัด "ความคมชัด" ของการลดลงของการใช้น้ำป้อนไม่ได้ระบุไว้ในรายงาน สมมติว่าปริมาณน้ำป้อนที่ลดลง "อย่างรวดเร็ว" นำไปสู่การหยุดจ่ายน้ำเกือบทั้งหมดภายใน 5–7 วินาที เมื่อพิจารณาจากเส้นผ่านศูนย์กลางภายในของ NVC ในช่วง 5 ซม. และความยาวของ NVC ในช่วง 30¸50 เมตร เราจะได้ความจุของ NVC หนึ่งรายการในช่วง 19 ซม.2*(3000¸5000)ซม. = ( 57000ธ95000) cm3 = 57ธ95ล. ภาชนะที่คล้ายกันที่อัตราการไหล 9.4 ลิตร/วินาทีผ่าน TC จะเติมน้ำด้วยอุณหภูมิที่เพิ่มขึ้นใน (57/9.4)¸(95/9.4) วินาที » 6¸10 วินาที โดยคำนึงถึงความยาวของตัวสะสมจากตัวคั่นแบบดรัมถึง MCP (»50 ม.) และจาก MCP ถึงทางแยกของกลุ่มตัวสะสมที่มี NVK (» 60 ม.) เส้นทางน้ำที่แท้จริงไปยัง TC จะเพิ่มขึ้น อีก » 110 ม. และจะเป็น (30 + 110) ¸( 50 + 110) = 140¸160 ม. ช่วงเวลาจริงสำหรับการไหลของน้ำที่มีอุณหภูมิเพิ่มขึ้นจนถึงทางเข้าศูนย์การค้าที่ยาวที่สุด การสื่อสารทางน้ำ (LWC) เป็นสัดส่วนกับความยาวทางเดิน (140¸160) / (30¸50) "3.8 และสามารถประมาณค่าได้ในช่วง » 23¸38 วินาที โดยคำนึงถึง "ความคมชัด" ของปริมาณการใช้น้ำป้อนที่ลดลง เวลาจริงสำหรับน้ำที่มีอุณหภูมิเพิ่มขึ้นเพื่อไปยังจุดเข้าสู่ TC ด้วย NWC ที่ยาวที่สุดสามารถประมาณได้ในช่วง (23+5)¸(38 +7)=28¸45 วินาที

จากรายงานทราบว่าเวลาบ่ายโมง 22 นาที 30 วินาที ได้รับการพิมพ์ช่องปล่อยพลังงานจริงและตำแหน่งของแท่งควบคุมทั้งหมดจากระบบ “Skala” เมื่อคำนึงถึงความเฉื่อยของระบบเซ็นเซอร์ของช่องปล่อยพลังงานและประสิทธิภาพของระบบ "Skala" ผลลัพธ์ที่พิมพ์ออกมาซึ่งมีความเป็นไปได้สูงจะเป็นของจุดเวลาสูงสุด 1 ชั่วโมง 22 นาที เช่น บันทึกสถานะของแกนจนกว่าผู้ปฏิบัติงานจะลดการไหลของน้ำป้อน เมื่อได้รับผลงานพิมพ์นี้ น้ำที่มีอุณหภูมิสูงจากถังแยกน้ำยังไม่ถึงจุดเข้าสู่ TC ที่มี CWC ที่ยาวที่สุด

จากรายงานทราบว่าหนึ่งนาทีหลังจากการไหลของน้ำป้อนลดลงอย่างรวดเร็ว 1 ชั่วโมง 23 นาที พารามิเตอร์ของเครื่องปฏิกรณ์มีค่าใกล้เคียงกับความเสถียรมากที่สุด เครื่องปฏิกรณ์ยังคงทำงานด้วยกำลัง '200 เมกะวัตต์ ('6.25% ของค่าเล็กน้อย) มาถึงตอนนี้ (60-45)¸(60-28)=15¸32 วินาที น้ำที่มีอุณหภูมิเพิ่มขึ้นจะถูกส่งไปยัง TC ด้วย NWC ที่ยาวที่สุด

จากรายงานทราบว่าเวลาบ่ายโมง 23 นาที 04 วินาที ปิดและวาล์วควบคุม (SRK) ของเครื่องกำเนิดไฟฟ้ากังหันหมายเลข 8 ถูกปิดและเริ่มการทดสอบ เมื่อถึงจุดนี้ (15+4)¸(32+4)=19¸36 วินาที น้ำที่มีอุณหภูมิเพิ่มขึ้นจะถูกส่งไปยัง TC ที่มี NWC ที่ยาวที่สุด เครื่องปฏิกรณ์ยังคงทำงานด้วยกำลัง » 200 เมกะวัตต์

เป็นที่ทราบกันดีจากรายงานที่ว่าหลังจากเริ่มการทดสอบไประยะหนึ่ง พลังงานที่เพิ่มขึ้นอย่างช้าๆ ก็เริ่มขึ้น คำว่า "บางครั้ง" และ "เพิ่มขึ้นช้า" ไม่ได้กำหนดไว้ในรายงาน

จากรายงานทราบว่าเวลาบ่ายโมง 23 นาที 40 วินาที นั่นคือ 36 วินาทีหลังจากปิดระบบควบคุมฉุกเฉิน ผู้ควบคุมคันเกียร์บล็อกได้ออกคำสั่งให้กดปุ่ม AZ-5 ซึ่งเป็นสัญญาณที่แท่งควบคุมและแท่งป้องกันฉุกเฉินทั้งหมดจะถูกนำเข้าสู่แกนกลาง แกนยุบตัวลง แต่หลังจากนั้นไม่กี่วินาที ก็ได้ยินเสียงกระแทกและผู้ควบคุมเห็นว่าแกนโช้คหยุดลงก่อนจะถึงสวิตช์จำกัดล่าง รายงานไม่ได้ระบุว่าพลังของเครื่องปฏิกรณ์ที่บังคับให้หัวหน้าหน่วยเปลี่ยนคำสั่งให้กดปุ่ม AZ-5

ดังนั้น ในเวลาเพียง 36 วินาทีหลังจากการทดสอบเริ่มขึ้น กำลังเครื่องปฏิกรณ์ที่ค่อยๆ เพิ่มขึ้นถึงระดับที่ทำให้เกิดการรีเซ็ต AZ-5 รายงานระบุว่า 3 วินาทีหลังจากทิ้ง AZ-5 กำลังเครื่องปฏิกรณ์เกิน 530 เมกะวัตต์ และระยะเวลาการเร่งความเร็วก็น้อยกว่า 20 วินาทีมาก
ให้เราวิเคราะห์ไดนามิกที่เป็นไปได้ของการเปลี่ยนแปลงกำลังเครื่องปฏิกรณ์ ภายในเวลา 1 นาฬิกา 23 นาที พารามิเตอร์ของเครื่องปฏิกรณ์มีค่าใกล้เคียงกับความเสถียรมากที่สุดและไม่เกิน 1 ชั่วโมง 23 นาที กำลังเครื่องปฏิกรณ์ 04 วินาทีคือ »200 เมกะวัตต์ (»6.25% ของค่าเล็กน้อย) เมื่อถึงจุดนี้ (1 ชั่วโมง 23 นาที 04 วินาที) แล้ว 19¸36 วินาที น้ำที่มีอุณหภูมิเพิ่มขึ้นจะถูกส่งไปยัง TC ด้วย NWC ที่ยาวที่สุด

โดยคำนึงถึงการลดลงของค่าสัมประสิทธิ์การนำความร้อนผ่านช่องว่างก๊าซระหว่างเม็ดยูเรเนียมไดออกไซด์และส่วนหุ้มองค์ประกอบเชื้อเพลิงเมื่อเกิดการเผาไหม้ (ประมาณจาก »5 ถึง »2 กิโลวัตต์/(ตร.ม.*องศา)) ค่าคงที่ทางความร้อนของ ธาตุเชื้อเพลิง “t” สามารถกำหนดได้ในช่วง 13¸33 วินาที ด้วยค่าเฉลี่ย (การคาดหมายทางคณิตศาสตร์สำหรับการแจกแจงแบบลอการิทึมเชิงลอการิทึม ดู) ที่ระดับ "21 วินาที สมมติว่าการก่อตัวของโซนวิกฤตยิ่งยวดในท้องถิ่นในส่วนล่างของแกนเริ่มต้นจากช่วงเวลาที่เริ่มส่งน้ำที่มีอุณหภูมิเพิ่มขึ้นให้กับ FC ด้วย NWC ที่ยาวที่สุดสำหรับช่วงเวลา T=19¸36 วินาทีที่ ค่าคงที่ความร้อนขององค์ประกอบเชื้อเพลิง t=13¸33 วินาที กำลังไฟฟ้าเฉพาะที่โซนวิกฤตยิ่งยวดเพิ่มขึ้น (การพึ่งพาแบบทวีคูณ) e(T/t) »2.718((19¸36)/(13¸33)) » 3.6 เท่าด้วย ช่วงความมั่นใจ 90% จาก 2 เป็น 7.3 เท่า ในเวลาเดียวกัน กำลัง FC ในเขตวิกฤตยิ่งยวดในพื้นที่เพิ่มขึ้นจากระดับเริ่มต้นที่ 6.25% ของค่าเล็กน้อยเป็น (0.0625*3.6)»0.22 ของค่าเล็กน้อย โดยมีช่วงความเชื่อมั่น 90% ที่ 0.125¸0.45 ของค่าเล็กน้อย ก่อนหน้านี้เส้นผ่านศูนย์กลางที่มีประสิทธิภาพของเขตวิกฤตยิ่งยวดในพื้นที่ที่เป็นไปได้นั้นเคยประเมินไว้ที่ระดับ 2.5-3 เมตร ปริมาตรของโซนดังกล่าวประมาณ 11 ลูกบาศก์เมตร ปริมาตรแกนกลางที่ FC ครอบครองด้วยเชื้อเพลิงสามารถประมาณได้ที่ระดับ 735 ลูกบาศก์เมตร สมมติว่ามีเพียงโซนวิกฤตยิ่งยวดในพื้นที่เดียวเท่านั้น พลังงานความร้อนรวมของแกนทั้งหมดอาจเพิ่มขึ้น (1+(11/735)*3.6)»1.05 เท่า โดยมีช่วงความเชื่อมั่น 90% จาก 1.03 เป็น 1.1 นั่นคือ ตั้งแต่ 200 MW ถึง 210 MW โดยมีช่วงความเชื่อมั่น 90% จาก 206 ถึง 220 MW การเพิ่มกำลังที่ค่อนข้างน้อยเช่นนี้ไม่สามารถสังเกตได้โดยบุคลากรของหน่วยในเวลา 1 ชั่วโมง 23 นาที 04 วินาที บุคลากรของบล็อกสังเกตเห็นเพียงว่า "หลังจากเริ่มการทดสอบไประยะหนึ่ง พลังที่เพิ่มขึ้นอย่างช้าๆ ก็เริ่มขึ้น"

ตามเวลาที่ได้รับคำสั่งให้รีเซ็ต AZ-5 ใน 36 วินาที ไม่น้อยกว่า (19+36) ¸(36+36)=55¸72 วินาที TC ที่มี NWC ยาวที่สุดได้รับน้ำที่อุณหภูมิเพิ่มขึ้น ในช่วงเวลานี้ ความหนาของโซนวิกฤตยิ่งยวดในพื้นที่เพิ่มขึ้น e(T/t)»2.718((55¸72)/(13¸33))»19 เท่า (!) โดยมีช่วงความเชื่อมั่น 90% จาก 6 เป็น 87 ครั้ง. ในเวลาเดียวกัน กำลังของ FC ในเขตวิกฤตยิ่งยวดในพื้นที่เพิ่มขึ้นจากระดับเริ่มต้นที่ 6.25% ของกำลังเล็กน้อยเป็น (0.0625*19)»1.2 เล็กน้อย โดยมีช่วงความเชื่อมั่น 90% ที่ 0.38¸5.4 ของพิกัดเล็กน้อย สมมติว่ามีเพียงโซนวิกฤตยิ่งยวดในพื้นที่เดียวเท่านั้น พลังงานความร้อนของแกนทั้งหมดอาจเพิ่มขึ้น (1+(11/735)*19)»1.3 เท่า โดยมีช่วงความเชื่อมั่น 90% จาก 1.09 เป็น 2.3 เท่า หรือสูงถึง 260 เมกะวัตต์ที่มีช่วงความเชื่อมั่น 90% จาก 218 ถึง 460 เมกะวัตต์

โดยคำนึงถึงเวลาที่หัวหน้าหน่วยกะใช้ในการวิเคราะห์การเพิ่มกำลังอย่างรวดเร็วโดยไม่คาดคิดและการออกคำสั่งเพื่อรีเซ็ต AZ-5 (การประเมินโดยผู้เชี่ยวชาญ 5-10 วินาทีพิจารณาจากความพร้อมในการรับรู้ข้อมูลเชิงลบและตอบสนอง ไปที่มัน) ค่าเริ่มต้นของพลังงานรวมของแกนหลักซึ่งเริ่มต้นจากการตรึงความสนใจของหัวหน้างานกะไว้ที่เซ็นเซอร์ระดับพลังงานสามารถประมาณได้เป็นเวลาตั้งแต่เริ่มจ่ายน้ำที่มีอุณหภูมิเพิ่มขึ้นไปยังห้างสรรพสินค้าด้วย NWC ที่ยาวที่สุดจนกว่าหัวหน้ากะจะเริ่มวิเคราะห์ในรูปแบบ (55-10) ¸(72-5 )=45¸68 sec. ในช่วงเวลานี้ ความหนาของโซนเฉพาะที่มีความวิกฤตยิ่งยวดเพิ่มขึ้นเมื่อเทียบกับช่วงเริ่มต้น e(T/t)»2.718((45¸68)/(13¸33))»13 เท่าด้วย 90% ช่วงความมั่นใจจาก 5 ถึง 55 ครั้ง . ในเวลาเดียวกัน กำลัง FC ในโซนท้องถิ่นเพิ่มขึ้นเป็น (0.0625*19)»0.8 ของค่าเล็กน้อยโดยมีช่วงความเชื่อมั่น 90% ที่ 0.3¸3.4 ของค่าเล็กน้อย 735) * 13) "1.2 เท่า ดังนั้น กำลังเครื่องปฏิกรณ์ซึ่งดึงดูดความสนใจของผู้ควบคุมการเปลี่ยนหน่วยจึงสูงถึง 240 เมกะวัตต์โดยมีช่วงความเชื่อมั่น 90% จาก 214 เป็น 360 เมกะวัตต์และเติบโตอย่างต่อเนื่อง

ในช่วงเวลาของการเปิดตัว AZ-5 นั้น TC ในเขตวิกฤตยิ่งยวดในพื้นที่มีกำลังเฉลี่ยเหนือโซนอยู่ที่ระดับ 1.2 ค่ากำลังเล็กน้อย พลังของพวกเขาเติบโตอย่างต่อเนื่อง ภายใต้สถานการณ์ที่ตามมาทั้งหมด อุบัติเหตุก็เป็นสิ่งที่หลีกเลี่ยงไม่ได้

หาก AZ-5 ไม่มีตัวแยกกราไฟท์ที่สั้นลง การรีเซ็ตก็จะไม่สามารถป้องกันอุบัติเหตุได้ แต่สามารถลดขนาดของมันได้ ทำให้สอดคล้องกับผลที่ตามมาของอุบัติเหตุที่หน่วยที่ 1 ของ Leningrad NPP ในปี 1975 สมมติว่าปฏิกิริยา AZ -5 "ทั่วโลก" ที่แนะนำกลายเป็นลบอย่างมีนัยสำคัญเมื่อเปลี่ยนระบอบการเร่งความเร็วเป็นระบอบการลดลงของพลังงานด้วยการแนะนำตัวดูดซับแบบแท่งที่ความลึก 1/3 ถึง 1/2 ของความสูงของแกน (2.3 ≤3.5 ม.) ความเร่งจะดำเนินต่อไปหลังจากช่วงเวลาปล่อย AZ-5 อีก 5.3¸8.8 วินาทีที่ความเร็วแกน 0.4 ม./วินาที ณ เวลานี้ การเกิดปฏิกิริยาเชิงลบ "ทั่วโลก" ไม่น้อยกว่า (55+5.3)¸(72+8.8)=60.3¸80.8 วินาที TC ที่มี NWC ยาวที่สุดจะได้รับน้ำที่อุณหภูมิเพิ่มขึ้น ในช่วงเวลานี้ ความหนาของโซนวิกฤตยิ่งยวดในพื้นที่จะเพิ่มขึ้น e(T/t)»2.718((60.3¸80.8)/(13¸33))»26 เท่า (!) ด้วยช่วงความเชื่อมั่น 90% จาก 7.5 เป็น 144 ครั้ง ในกรณีนี้ พลังของ FC ในเขตท้องถิ่นที่มีความวิกฤตยิ่งยวดจากระดับเริ่มต้นที่ 6.25% ของค่าเล็กน้อยจะเพิ่มขึ้นเป็น (0.0625*26)»1.6 ค่าของค่ากำลังเล็กน้อยที่มีช่วงความเชื่อมั่น 90% ที่ 0.46 ¸9ของค่าเล็กน้อย สมมติว่ามีเพียงโซนวิกฤตยิ่งยวดในพื้นที่เดียวเท่านั้น พลังงานความร้อนรวมของแกนทั้งหมดอาจเพิ่มขึ้น (1+(11/735)*26)»1.4 เท่า โดยมีช่วงความเชื่อมั่น 90% จาก 1.1 เป็น 3.2 เท่า หรือสูงถึง 280 MW พร้อมช่วงความเชื่อมั่น 90% จาก 220 ถึง 640 MW ด้วยพลังของ FC ในพื้นที่ที่ระดับ 1.2¸1.6 ของค่าเล็กน้อย การทำลายองค์ประกอบเชื้อเพลิงจะเกิดขึ้นอย่างหลีกเลี่ยงไม่ได้ ซึ่งในตัวมันเองจะทำให้เกิดปฏิกิริยาเชิงลบพร้อมกับกำลังที่ลดลงตามมา จากนี้สรุปได้ว่าขนาดของอุบัติเหตุที่ Chernobyl NPP อาจค่อนข้างสอดคล้องกับขนาดของอุบัติเหตุที่ Unit 1 ของ Leningrad NPP ในปี 1975

อย่างไรก็ตาม การปล่อย AZ-5 ด้วยตัวแยกที่สั้นลงได้เริ่มเพิ่มกำลังเครื่องปฏิกรณ์ด้วยการขยายโซนวิกฤตยิ่งยวดในท้องถิ่น เนื่องจากการมีส่วนร่วมของส่วนอื่นของแกนกลางในส่วนล่าง ซึ่งกำหนดผลที่ตามมาของหายนะ

เป็นที่ทราบกันดีว่าหลังจากกดปุ่มรีเซ็ตของ AZ-5 “…หลังจาก 3 วินาที พลังงานเกิน 530 MW และระยะเวลาการเร่งความเร็วก็น้อยกว่า 20 วินาที…” ที่ความเร็วการออกแบบของแท่ง CPS ที่ 0.4 ม./วินาที เป็นเวลา 3 วินาทีนับจากวินาทีที่ AZ-5 ตกลงไป การนำเสาน้ำสูง 1.2 ม. ออกจากใต้สวิตช์จำกัดล่างและแทนที่ด้วยกราไฟต์ยังคงดำเนินต่อไป . ในช่วงเวลานี้ ปลายกราไฟต์ที่เคลื่อนลงด้านล่างทำให้เกิดปฏิกิริยาเชิงบวกเพิ่มเติมในส่วนล่างของแกนกลาง ตัวดูดซับนิวตรอนของแท่ง CPS ที่นำมาจากด้านบนยังครอบคลุมระยะทาง 1.2 ม. แต่การมีส่วนร่วมต่อปฏิกิริยาเชิงลบ "ทั่วโลก" ยังน้อยอยู่ เวลาผ่านไปอย่างน้อย (55+3)¸(72+3)=58¸75 วินาทีนับตั้งแต่การรีเซ็ต AZ-5 ในระหว่างนั้นน้ำที่มีอุณหภูมิเพิ่มขึ้นจะถูกส่งไปยัง TC ด้วย NVK ที่ยาวที่สุด

หลังจากผ่านไป 3 วินาที "ระยะเวลาการเร่งความเร็วกลายเป็นน้อยกว่า 20 วินาทีมาก" เราจึงกำหนดช่วงเวลาการเร่งความเร็ว "t" ในช่วงตั้งแต่ "0.01 วินาทีซึ่งเทียบเท่ากับอายุการใช้งานของเทอร์มอลนิวตรอนในแกนกลางจนถึง ค่าสูงสุดที่ยอมรับข้างต้นของค่าคงที่ความร้อนขององค์ประกอบเชื้อเพลิง”33 วินาที โดยทั่วไปสำหรับองค์ประกอบเชื้อเพลิงที่มีการเผาไหม้สูงสุด (กล่าวคือ ในช่วง 0.01¸33 วินาทีโดยมีค่าความคาดหมายทางคณิตศาสตร์เท่ากับ »4.1 วินาที) โดยคำนึงถึงข้อผิดพลาดในการตรึงของ "3 วินาที" เหล่านี้และเมื่อกำหนดช่วงเวลาในช่วงเวลา 3 ± 0.1 วินาที พลังของ TC ที่มี NVK ที่ยาวที่สุดจะเพิ่มขึ้นอีก e(T/t)»2.718((2.9 ¸3.1)/(0.01¸33 )) » 2 ครั้ง โดยมีช่วงความเชื่อมั่น 90% ตั้งแต่ 1.002 ถึง 24 ครั้ง ดังนั้น พลังงานความร้อนรวมของแกนทั้งหมด ซึ่งประเมิน ณ เวลาที่เปิดตัว AZ-5 ที่ 260 MW โดยมีช่วงความเชื่อมั่น 90% จาก 218 เป็น 460 MW จะเพิ่มขึ้นอีก 2 เท่าใน 3 วินาทีถัดไป และสามารถ ประมาณที่ระดับ 520 MW โดยมีช่วงความเชื่อมั่น 90% จาก 220 ถึง 6240 MW กำลังไฟฟ้าที่รายงาน 530 เมกะวัตต์อยู่ภายในขอบเขตของช่วงความเชื่อมั่น 90% นี้ และสัมพันธ์กันอย่างดีกับค่าประมาณของกำลังไฟฟ้าหลักที่คาดไว้ที่ 520 เมกะวัตต์

ค่าประมาณของไดนามิกที่เป็นไปได้ของการเปลี่ยนแปลงกำลังเครื่องปฏิกรณ์ที่ได้รับข้างต้นแสดงในตารางที่ 1 คอลัมน์ที่ 5 ของตารางระบุเวลาตั้งแต่เริ่มจ่ายน้ำร้อน (HW) ไปยังแกน FC ที่มี NWC ที่ยาวที่สุด

ตารางที่ 1. การประมาณช่วงเวลาของไดนามิกที่เป็นไปได้ของการเปลี่ยนแปลงกำลังเครื่องปฏิกรณ์

บรรทัดที่ 5 ของตารางสอดคล้องกับสถานการณ์ที่หน่วยที่ 4 ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนบิล เมื่อถึงกำลังรวม 530 เมกะวัตต์ เครื่องปฏิกรณ์ยังคงเร่งความเร็วต่อไป

แถวที่ 6 มีการประมาณการเดียวกันสำหรับกรณีของสวิตช์จำกัดกราไฟท์แบบไม่สั้นของแท่ง CPS เมื่อถึงกำลังรวม 280 เมกะวัตต์ (น้อยกว่าในบรรทัดที่ 5 ถึงสองเท่า) เครื่องปฏิกรณ์จะหยุดเดินเครื่อง

ฉันพิจารณาการยืนยันทั้งในเชิงคุณภาพและเชิงปริมาณข้างต้นของการคาดการณ์ของฉันเกี่ยวกับกระบวนการที่ไม่หยุดนิ่งในเครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK-1000 ที่มีการก่อตัวของโซนวิกฤตยิ่งยวดในท้องถิ่น ซึ่งย้อนกลับไปในปี 1972-74 การประมาณการข้างต้นถือเป็นหลักฐานของข้อผิดพลาดในการออกแบบโดยหัวหน้าผู้ออกแบบและหัวหน้างานด้านวิทยาศาสตร์ ซึ่งเป็นผู้ทำให้แท่งกราไฟท์ดิสเพลสเซอร์ของแท่ง CPS สั้นลง ซึ่งทำให้เกิดผลร้ายแรงตามมาจากอุบัติเหตุที่เชอร์โนปิล

นอกจากนี้ ในการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK-1000 นั้น ความเร็วของการสอดแท่ง CPS ได้รับเลือกให้ต่ำมาก (ประมาณ 0.4 เมตร/วินาที) เวลาในการสอดแท่งจนสุดคือ 17-18 วินาที อย่างไรก็ตาม แม้จะเพิ่มความเร็วในการสอดแท่งควบคุมเข้าไปในแกนกลางเพิ่มขึ้นอย่างมาก (2-3 เท่า) อุบัติเหตุก็ไม่สามารถป้องกันได้ ด้วยความเร็วในการแทรกประมาณ 0.8¸1.2 ม./วินาที เวลาที่ต้องใช้ในการเข้าถึงตั้งแต่หนึ่งในสาม (2.3 ม.) ถึงครึ่งหนึ่งของความสูง (3.5 ม.) ของแกนสามารถประมาณได้ในช่วงตั้งแต่ (2.3/1.2) = 1.9 s ถึง (3.5/0.8 )=4.4 วินาที ในกรณีนี้ เวลาสำหรับการกระจัดของคอลัมน์น้ำโดยกราไฟต์ดิสเพลสเซอร์จะอยู่ที่ 1 ถึง 1.5 วินาที ช่วงเวลาทั้งหมดก่อนที่จะเกิดปฏิกิริยาเชิงลบ "ทั่วโลก" สามารถประมาณได้ในช่วง (1+1.9)¸(1.5+4.4)»3¸6 วินาที ดังนั้น ด้วยการใช้ระบบปล่อยแท่ง CPS ที่เร็วขึ้น อย่างน้อย (55+3)¸(72+6)=58¸78 วินาทีก่อนที่จะเกิดปฏิกิริยาเชิงลบ "ทั่วโลก" เกิดขึ้น ในระหว่างนั้นน้ำที่มีอุณหภูมิเพิ่มขึ้น . ในช่วงเวลานี้ ความหนาของโซนวิกฤตยิ่งยวดในพื้นที่เพิ่มขึ้น e(T/t)»2.718((58¸78)/(13¸33))»23 เท่า โดยมีช่วงความเชื่อมั่น 90% จาก 7 เป็น 118 เท่า สมมติว่ามีเพียงโซนวิกฤตยิ่งยวดในพื้นที่เดียวเท่านั้น พลังงานความร้อนรวมของแกนทั้งหมดอาจเพิ่มขึ้น (1+(11/735)*23)»1.34 เท่า เช่น จาก 200 เมกะวัตต์เป็นประมาณ 270 เมกะวัตต์ จากที่กล่าวมาพบว่าความเร็วของ AZ-5 ไม่สามารถส่งผลกระทบต่อขนาดของอุบัติเหตุได้

เล็กน้อยเกี่ยวกับรายงานอุบัติเหตุที่บล็อกที่ 4 ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนบิล
รายงานที่ส่งไปยัง IAEA ระบุว่า (อ้างจาก ส่วนที่ 4 "สาเหตุของอุบัติเหตุ"): "... ผู้พัฒนาโรงงานปฏิกรณ์ไม่ได้จัดให้มีการสร้างระบบป้องกันความปลอดภัยที่สามารถป้องกันอุบัติเหตุได้ในกรณีดังกล่าว ของชุดของการปิดโดยเจตนาของวิธีการทางเทคนิคในการป้องกันและการละเมิดกฎการปฏิบัติงาน เนื่องจากพวกเขาถือว่าเหตุการณ์ดังกล่าวรวมกันเป็นไปไม่ได้ ดังนั้นสาเหตุหลักของอุบัติเหตุคือการรวมกันของการละเมิดคำสั่งและระบอบการปฏิบัติงานที่กระทำโดยบุคลากรของหน่วยพลังงาน อุบัติเหตุดังกล่าวได้รับสัดส่วนความหายนะเนื่องจากพนักงานนำเครื่องปฏิกรณ์ไปสู่สถานะที่อิทธิพลของค่าสัมประสิทธิ์ปฏิกิริยาเชิงบวกต่อการเพิ่มพลังงานเพิ่มขึ้นอย่างมีนัยสำคัญ ... ”

อย่างไรก็ตาม ในรายงานเดียวกันที่ต่ำกว่าเล็กน้อยมีข้อความ (อ้างจาก ส่วนที่ 5 “มาตรการลำดับความสำคัญเพื่อปรับปรุงความปลอดภัยของ NPP ด้วยเครื่องปฏิกรณ์ RBMK”): “มีการตัดสินใจที่จะจัดเรียงลิมิตสวิตช์ของแท่งควบคุมใหม่เมื่อใช้งาน NPP กับเครื่องปฏิกรณ์ RBMK เพื่อให้แท่งทั้งหมดจมอยู่ในแกนกลางในตำแหน่งที่รุนแรงจนถึงระดับความลึก 1.2 ม. มาตรการนี้เพิ่มประสิทธิภาพการป้องกันความเร็วและ กำจัดความเป็นไปได้ในการเพิ่มคุณสมบัติการผสมพันธุ์ของแกนกลางในส่วนล่าง (เน้นโดยฉัน ANR) เมื่อคันเคลื่อนที่จากลิมิตสวิตช์บน”

ส่วนข้อความที่เลือกมีจุดประสงค์เพื่ออำพรางสาเหตุที่แท้จริงของอุบัติเหตุขนาดใหญ่ดังกล่าว ซึ่งเกี่ยวข้องกับการทำให้ตัวแยกกราไฟท์ของ "แท่งควบคุม" สั้นลง 1.2 เมตร ซึ่งเป็นส่วนหนึ่งของงานปรับปรุงเครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK-1000 ดำเนินการโดยหัวหน้าผู้ออกแบบโดยมีส่วนร่วมของหัวหน้างานวิทยาศาสตร์ ซึ่งไม่สนใจคุณสมบัติที่ทราบอยู่แล้วของฟิสิกส์นิวตรอนและไฮโดรลิกเชิงความร้อนในส่วนล่างของแกนกลางเมื่อเครื่องปฏิกรณ์ทำงานโดยใช้พลังงานต่ำ ฉันเชื่อว่าหากไม่มีการทำให้ displacers ของกราไฟต์สั้นลง การจัดการใด ๆ โดยบุคลากรของเชอร์โนปิลอาจนำไปสู่การเกิดอุบัติเหตุซ้ำซึ่งเกิดขึ้นที่หน่วยที่ 1 ของ Leningrad NPP ในเดือนธันวาคม พ.ศ. 2518 อาจในระดับที่ใหญ่กว่าเล็กน้อย สำหรับสิ่งนี้พวกเขาอาจถูกลงโทษ เท่าที่ฉันรู้ไม่มีบุคลากรของหน่วยที่ 1 ของ Leningrad NPP ถูกนำตัวไปพิจารณาคดีในเดือนธันวาคม พ.ศ. 2518 อย่างไรก็ตามกลุ่มพนักงานของ Chernobyl NPP ถูกพิจารณาคดี

การยืนยันข้อสรุปเกี่ยวกับ "การปกคลุม" นี้เป็นสิ่งพิมพ์ในวารสาร "Atomic Energy" ในเดือนพฤศจิกายนปี 1986 เดียวกันของบทความ "ข้อมูลเกี่ยวกับอุบัติเหตุที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนปิลและผลที่ตามมาซึ่งเตรียมไว้สำหรับ IAEA" พร้อมข้อความใน คำบรรยาย “ต่อไปนี้เป็นบทสรุปของข้อมูลที่ผู้เชี่ยวชาญโซเวียตนำเสนอที่ IAEA ใน "บทสรุป" นี้ ส่วนที่ 4 "สาเหตุของอุบัติเหตุ" ที่อ้างถึงข้างต้นของรายงานถูกผลิตซ้ำแบบคำต่อคำ บางส่วนของรายงานถูกขยายออกไป แต่ส่วนที่ 5 ที่อ้างถึงข้างต้นของรายงานส่งไปยัง IAEA “มาตรการลำดับความสำคัญเพื่อปรับปรุงความปลอดภัยของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ด้วยเครื่องปฏิกรณ์ RBMK” ไม่ได้รับการยกเว้นโดยสิ้นเชิง เห็นได้ชัดว่านี่เป็นเพราะความไม่เต็มใจที่จะบอกผู้อ่านโซเวียตถึงสิ่งที่ผู้เชี่ยวชาญระหว่างประเทศทราบกันดีอยู่แล้วซึ่งรวมตัวกันที่ IAEA ในเดือนสิงหาคม พ.ศ. 2529 ทั้งตัวแทนของหัวหน้าผู้ออกแบบหรือตัวแทนของผู้อำนวยการด้านวิทยาศาสตร์ไม่ถูกนำตัวไปพิจารณาคดี . พนักงานเชอร์โนบิลกลุ่มหนึ่งถูกคุมขัง

คำต่อท้าย
ฉันเชื่อว่าชะตากรรมของเครื่องปฏิกรณ์ประเภท RBMK ถูกกำหนดล่วงหน้าโดยการเสียชีวิตก่อนวัยอันควรของ S.M. Feinberg สองสัปดาห์ก่อนที่เครื่องปฏิกรณ์จะเริ่มทำงานจริงของหน่วยที่ 1 ของ Leningrad NPP ในปี 1973 ฉันคิดและยังคงคิดว่านี่คือ " สายที่สอง” ผู้ที่รับช่วงต่อจากเขาไม่สามารถชดเชยการสูญเสียนี้ได้ ฉันเชื่อว่า "การโทรครั้งที่สาม" เป็นอุบัติเหตุที่หน่วยที่ 1 ของ Leningrad NPP ในเดือนธันวาคม พ.ศ. 2518 เห็นได้ชัดว่ามีความสม่ำเสมอในชุดของอุบัติเหตุอื่น ๆ ที่เกิดขึ้นก่อนหน้าอุบัติเหตุที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนปิล มีเหตุการณ์ที่เชื่อมโยงกันมากเกินไปซึ่งนำไปสู่ผลลัพธ์ที่น่าเศร้า

น่าเสียดายที่หลายรายการข้างต้นไม่ได้มีชีวิตอยู่อีกต่อไปในปัจจุบัน ในบรรดาบุคคลที่เกี่ยวข้องโดยตรงในการสร้างโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ด้วยเครื่องปฏิกรณ์ RBMK มีเพียงบุคคลเดียวคือ Anatoly Petrovich Aleksandrov เท่านั้นที่กล่าวโทษต่อสาธารณชนเกี่ยวกับอุบัติเหตุเชอร์โนปิล ความเสียหายทั้งทางตรงและทางอ้อมจากอุบัติเหตุเชอร์โนปิลหลายครั้งเกินการลงทุนทั้งหมดในอุตสาหกรรมพลังงานนิวเคลียร์ของสหภาพโซเวียตและในความเป็นจริงแล้ว การเริ่มต้นความหายนะทางเศรษฐกิจในสภาวะที่ราคาน้ำมันในตลาดโลกต่ำ นำไปสู่การหายตัวไปของสหภาพโซเวียต

อุบัติเหตุที่หน่วยพลังงานที่ 4 ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนปิลไม่ใช่อุบัติเหตุครั้งแรกในประวัติศาสตร์ของพลังงานนิวเคลียร์ อุบัติเหตุที่น่าประทับใจที่สุดก่อนเกิดอุบัติเหตุเชอร์โนปิลคืออุบัติเหตุที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ของอเมริกา Three Mile Island ในปี 1979 ซึ่งนำไปสู่การหลอมละลายของแกนกลาง แต่ไม่มีผลกระทบร้ายแรงต่อประชากรและสิ่งแวดล้อม อย่างไรก็ตาม ขนาดของอุบัติเหตุเชอร์โนบิลนั้นใหญ่เกินสัดส่วน

ฉันไม่ได้ปฏิเสธว่า S.M. Feinberg พูดถูกเมื่อเขาเคยบอกฉันที่บ้านว่า "พลังงานนิวเคลียร์ไม่ได้มีไว้สำหรับคนรุ่นเหล่านี้" ฉันไม่มีอะไรจะเพิ่มในการประเมินนี้

บรรณานุกรม

1. อุบัติเหตุที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนบิลและผลที่ตามมา ข้อมูลที่เตรียมไว้สำหรับการประชุมผู้เชี่ยวชาญของ IAEA (25-29 สิงหาคม 2529 เวียนนา) ส่วนที่ 1 วัสดุทั่วไป - ม., GKAE ล้าหลัง, 2529

2. Rumyantsev A.N. วิธีการประมาณค่าความไม่แน่นอนเชิงปริมาณ - พลังงานปรมาณู, 2007, v. 102, no. 4 หน้า 208-215.

3. ข้อมูลเกี่ยวกับอุบัติเหตุที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนบิลและผลที่ตามมา จัดทำขึ้นสำหรับ IAEA - พลังงานปรมาณู, 1986, v. 61, no. 5 หน้า 301-320.

เครื่องปฏิกรณ์พลังงานสามประเภทได้รับการพัฒนาและประสบความสำเร็จในการดำเนินงานในประเทศของเรา:

เครื่องปฏิกรณ์กราไฟท์แบบช่องน้ำ RBMK-1000 (RBMK-1500);

เครื่องปฏิกรณ์น้ำแรงดัน VVER-1000 (VVER-440);

เครื่องปฏิกรณ์นิวตรอนเร็ว BN-600

ในประเทศอื่นๆ เครื่องปฏิกรณ์กำลังไฟฟ้าประเภทต่างๆ ต่อไปนี้ได้รับการพัฒนาและกำลังดำเนินการอยู่:

เครื่องปฏิกรณ์แรงดันน้ำ PWR;

เครื่องปฏิกรณ์ถังน้ำเดือด BWR;

เครื่องปฏิกรณ์มวลหนักแบบช่อง CANDU;

เครื่องปฏิกรณ์แบบถังกราไฟต์ก๊าซ AGR

จำนวนแท่งเชื้อเพลิงที่บรรจุเข้าไปในแกนเครื่องปฏิกรณ์มีจำนวนถึง 50,000 ชิ้น เพื่อความสะดวกในการติดตั้ง การโหลดซ้ำ การขนส่ง และการจัดระเบียบของการทำความเย็น องค์ประกอบเชื้อเพลิงของเครื่องปฏิกรณ์กำลังทั้งหมดจะรวมกันเป็นส่วนประกอบเชื้อเพลิง - ส่วนประกอบเชื้อเพลิง เพื่อการระบายความร้อนที่เชื่อถือได้ แท่งเชื้อเพลิงในชุดประกอบเชื้อเพลิงจะถูกแยกออกจากกันด้วยสเปเซอร์

แท่งเชื้อเพลิงและส่วนประกอบเชื้อเพลิงของเครื่องปฏิกรณ์ rbmk-1000 และ rbmk-1500

ในแกนกลางของเครื่องปฏิกรณ์ RBMK-1000 และ RBMK-1500 ที่มีระยะพิทช์สี่เหลี่ยมจัตุรัส 250 มม. มีช่องเทคโนโลยี 1693 และ 1661 ชุดประกอบเชื้อเพลิงอยู่ในท่อขนส่งของแต่ละช่อง ไปยังท่อช่อง ฉ 80x4 มม. ทำจากโลหะผสม Zr+ 2.5% Nb ในสถานะการตกผลึกใหม่โดยการเชื่อมแบบกระจาย ปลายที่ทำจากเหล็ก ОХ18Н10Т ติดอยู่ทั้งสองด้าน ทำให้แต่ละช่องเชื่อมต่อกับตัวเก็บน้ำหล่อเย็นอย่างแน่นหนา

การออกแบบช่องดังกล่าวทำให้ง่ายต่อการโหลดและเติมชุดประกอบเชื้อเพลิงด้วยความช่วยเหลือของเครื่องเติมเชื้อเพลิง รวมถึงที่เครื่องปฏิกรณ์ที่ใช้งานอยู่ เทปคาสเซ็ตถูกโหลดเข้าไปในช่องทางของเครื่องปฏิกรณ์ RBMK-1000 ซึ่งประกอบด้วยชุดประกอบเชื้อเพลิงสองชุดที่แยกจากกัน ซึ่งอยู่เหนืออีกชุดหนึ่ง เชื่อมต่อเป็นชุดเดียวโดยแท่งแบริ่งกลวงที่ทำจาก Zr + 2.5% Nb( ฉ 15x1.25มม.). ในช่องของแท่งพาหะ ในเปลือกท่อที่แยกจากกันซึ่งทำจากโลหะผสมเซอร์โคเนียม มีเซ็นเซอร์สำหรับควบคุมการปลดปล่อยพลังงาน หรือตัวดูดซับนิวตรอนเพิ่มเติม ซึ่งทำหน้าที่ปรับการปลดปล่อยพลังงานในแกนเครื่องปฏิกรณ์ให้เท่ากัน

รูปที่ 1 ชุดเชื้อเพลิงของเครื่องปฏิกรณ์ RBMK-1000

ส่วนประกอบเชื้อเพลิงด้านบนและด้านล่างแต่ละชิ้น (รูปที่ 1) ประกอบขึ้นจากมัดขนานของแท่งเชื้อเพลิง 18 แท่งที่อยู่ในวงกลมศูนย์กลางโดยมีขั้นรัศมีคงที่ ซึ่งทำให้เกิดการคายความร้อนที่คงที่ตลอดอายุการใช้งานของแท่งเชื้อเพลิง การยึดเกาะของแท่งเชื้อเพลิงทำได้โดยโครงที่สร้างจากแกนกลางที่มีลูกปืนและตะแกรงตัวเว้นระยะ 10 ตัวโดยเว้นระยะห่างเท่าๆ กันตามความสูงของส่วนประกอบเชื้อเพลิงแต่ละชิ้น สเปเซอร์กริดถูกประกอบขึ้นจากเซลล์ที่แยกจากกัน เชื่อมเข้าด้วยกันที่จุดต่างๆ และยึดที่ด้านนอกด้วยขอบ แต่ละเซลล์มีส่วนที่ยื่นออกมาภายในยาว 0.1 - 0.2 มม.: สี่เซลล์ในเซลล์ด้านนอกและห้าเซลล์ในเซลล์ของแถวด้านในขององค์ประกอบเชื้อเพลิง ยึดองค์ประกอบเชื้อเพลิงที่ผ่านเข้าไปในเซลล์อย่างแน่นหนาด้วยการรบกวนที่พอดี สิ่งนี้จะป้องกันการเคลื่อนที่ในแนวรัศมีของแท่งเชื้อเพลิงในเซลล์ ซึ่งอาจถูกกระตุ้นโดยการสั่นสะเทือนของโครงสร้างภายใต้การกระทำของการไหลของสารหล่อเย็นที่ปั่นป่วน ด้วยวิธีนี้จะไม่เกิดการกัดกร่อนแบบเฟรตติ้งที่จุดสัมผัสระหว่างการหุ้มเชื้อเพลิงและโลหะของเซลล์ ตะแกรงทำจากสเตนเลสสตีลออสเทนนิติก (งานกำลังดำเนินการเพื่อแทนที่วัสดุด้วยโลหะผสมเซอร์โคเนียม) สเปเซอร์กริดมีอิสระในการเคลื่อนไหวพร้อมกับมัดองค์ประกอบเชื้อเพลิงของแท่งพาหะ อย่างไรก็ตาม ไม่รวมการหมุนของกริดที่สัมพันธ์กับแกนของแท่ง

แท่งเชื้อเพลิงที่ปลายด้านหนึ่งถูกยึดเข้ากับตะแกรงบรรทุกด้วยตัวล็อคแบบวงแหวนที่บีบเป็นปลายหยัก ปลายอีกด้านของแท่งเชื้อเพลิงยังคงว่างอยู่ ตะแกรงรองรับ (ปลาย) ติดแน่นกับครึ่งแกนของแกนรองรับ

มุมมองทั่วไปของแท่งเชื้อเพลิงแสดงในรูปที่ 2 ความยาวรวมของแท่งเชื้อเพลิงคือ 3644 มม. ความยาวของแกนเชื้อเพลิงคือ 3430 มม.

วัสดุของส่วนหุ้มและส่วนปลายของเชื้อเพลิงเป็นโลหะผสม Zr + 1% Nb ในสถานะตกผลึกใหม่ เส้นผ่านศูนย์กลางเปลือก 13.6 มม. ความหนาของผนัง 0.9 มม. เชื้อเพลิงเป็นเม็ดยูเรเนียมไดออกไซด์เผาผนึกที่มีความสูงใกล้เคียงกับเส้นผ่านศูนย์กลาง โดยมีรูที่ปลาย

มวลเฉลี่ยของคอลัมน์เชื้อเพลิงคือ 3590 ก. โดยมีความหนาแน่นขั้นต่ำ 10.4 ก./ซม. 3 .

การแพร่กระจายของแท็บเล็ตการกวาดล้าง diametrical - เปลือกคือ 0.18-0.36 มม. ในเปลือก เม็ดเชื้อเพลิงจะถูกบีบอัดโดยสปริงบิดที่อยู่ในตัวกักเก็บก๊าซ ซึ่งช่วยลดแรงดันของผลิตภัณฑ์ฟิชชันที่เป็นก๊าซ อัตราส่วนของปริมาตรอิสระใต้เปลือกต่อปริมาตรรวมที่มีพารามิเตอร์ทางเรขาคณิตเฉลี่ยคือ 0.09

รูปที่ 2 แท่งเชื้อเพลิงเครื่องปฏิกรณ์ RBMK: 1 - ปลั๊ก, 2 - เม็ดเชื้อเพลิง, 3 - ฝัก, 4 - สปริง, 5 - บูช, 6 - ปลาย