Pu239 Чувствую, что после недели общения с мной, viur, and31 - Вы 'обратитесь в нашу веру'. Напрасно Вы так думаете
. Для того чтобы обратить меня в "Вашу веру"… Вам надо учиться, учиться и еще раз учиться… :-D. Знаний у вас мало, поэтому разъяснений с моей стороны много. У других вопросов много… Пишу я медленно, вообще говоря у меня работа (и надо сказать до ж@#ы) и еще личная жисть… так что будьте терпеливее….
Желательно еще and31 – быть по спокойнее и уметь читать что пишут его оппоненты, ибо он их слова пропускает мимо ушей и не выдирать слова из контекста, ну а viur – познакомиться с содержимым регламента (ТР) и ТОБ РУ и вообще соответствовать современному ОПБ.
Поскольку каждому из Вас нужно объяснять одно и тоже, свой ответ я набросал в виде отдельных разделов, в каждом из которых поднимал, по возможности, только одну "проблему" – иными словами постарался разложить все по полочкам. Надеюсь материал, подобранный мною будет Вам крайне полезен и снимет часть вопросов. Материалы, которые я по возможности использую, достоверны – это оригиналы документов (ТР 4болка ЧАЭС 1983г и ТОБ РУ 3очереди ЧАЭС 1982г. (он оказался у меня под рукой, там не много отличий от ТОБ 4ого блока)), а так же современные ПБЯ и ОПБ. К сожалению у меня нет ПБЯ…74, поэтому я прошу Вас предоставить мне этот материал, поскольку для оценок на основании документа необходимо его наличие полностью, а не отдельные статья и уж тем более не чей-то пересказ. И прошу
Pu239 выслать мне электронную версию регламента, раз уж он обещал.
Но прежде, специально для
viur "работа реакторе на "не номинальной" технологическим регламентом попросту не подразумевается т.е. запрещена"
no comments Когда Вы выдирали мою фразу из контекста, пропустили слово "длительная", что полностью извратило смысл сказанного мною. Это не хорошо, не делайте больше так…
Итак, сначала оглавление, и поехали!
1. МКУ - что это и с чем едят. Итак, господин
viur думает что МКУ – это мощность, начиная с которой можно работать на АРМ, и даже значение приводит – 8-12МВт(т) (рассказал коллегам – вся лаборатория ржала минут 5…
). Что-ж, логика ясна, следуя ей если бы АРМ было бы возможно включать на мощности реактора 1МВт, 10кВт иил 0.00001 МВт(т) – то это и было бы МКУ. Однако это, естественно, не так. Даже
Pu239 знает что такое МКУ
А у меня другие сведенья МКУ(8-100) и он совершенно прав! Если хотите убедиться – сморите главу ТР например №4 "4. Работы, разрешенные на МКУ мощности реактора; При мощности реактора не выше 100МВт (т) (~ 3% Nном) разрешается… ". Впрочем, можно еще полнее ответить на вопрос
Pu239 Где… …прописан МКУ?. Для этого откроем сначала ТР, п. 2.2. затем, ТОБ РУ, глава 5, раздел 5.1.2 "условия безопасной эксплуатации", читаем и там и там одно и то-же: "… -минимально-контролируемый уровень мощности (МКУ), за который принимается такой минимальный уровень нейтронной мощности реактора, при котором возможна стабильная работа автоматического регулятора малой мощности (АРМ), но не выше 100МВт (тепл). .. "
Таким образом МКУ – не фиксированное значение а любая мощность, поддерживаемая АРМ – от 8 до 100МВт. При мощности 100 МВт можно осуществлять переход с АРМ на АР, именно из-за этого такое ограничение "сверху". Сейчас (на современных РБМК) эта мощность 160МВт. (за "8МВт" я не уверен, но привожу для стройности изложения).
Вот теперь, можно совершенно точно и однозначно объяснить вам смысл пункта 6.7, который (если для пущей наглядности заменит МКУ цифрами 8-100) принимает следующий вид: Частичная разгрузка это есть любое снижение мощности, при котором мощность не попала в диапазон 8-100МВт и ниже.
Стало быть разгрузка, допущенная оператором под определение "частичная разгрузка" ни как не может попасть, а является кратковременной остановкой, на которою распространяется правила целой главы ТР, и, в первую очередь, нас будет интересовать п ТР № 6.2. .
2. О чудесный ОЗР! или "поднять или не поднять – вот в чем вопрос" Итак мы выяснили, что 26ого числа оперативный персонал допустил кратковременную остановку реактора с мощности 700МВт (т) ~22%. Что он должен был делать? В первую очередь – руководствоваться регламентом, а не Дятловым. По п.9.7 определить, что произошла именно остановка, и далее руководствоваться главой 6. И вот здесь вот вылезает п. 6.2, связывающий мощность реактора с которой произошла разгрузка с ОЗР. К сожалению
viur продемонстрировал незнание этого пункта, в конечном итоге заявив
Ежели мы до останова работали на мощности 50% и более, с ОЗР не менее 30 стержней, то пуск реактора после останова разрешен. На какой тогда мощности работали до останова? На 700 Мвт. Значит что? Значит пофиг какой у нас был ОЗР. Вот так. . Однако это совершенно не так. В п. 6.2. приводиться таблица, по этому, я вынужден привести п. 6.2. еще раз и на сей раз полностью.
6.2. Подъем мощности реактора после кратковременной остановки без прохождения "йодной ямы" разрешается при наличии необходимого запаса реактивности, определяемого к запуску реактора. Необходимый запас реактивности в зависимости от уровня мощности на котором реактор работал до остановки приведен в таблице.
+-----------------------------+--------------------------+----------------+
| | |
| Уровень мощности | Необходимый ОЗР, шт |
| реактора, % ном | |
+-----------------------------++----------------------------+-------------
| 80 – 100 | 50 |
+-----------------------------++----------------------------+-------------
| 50-80 | 45 |
+-----------------------------++----------------------------+-------------
| 50 | 30 |
+-----------------------------++----------------------------+-------------
Как вы можете убедиться, в отличие от мнения [b] viur , в регламенте четко записано, что при мощности более 50% необходимый ОЗР должен составлять 45 и 50 ст.РР, а вовсе не 30.
Необходимый запас 30 (а вовсе не "по фене") должен быть при мощности менее 50%. Вообще говоря, ОЗР менее 26-30 вообще не должно быть, поскольку это противоречило бы главе 9 регламента и, тем более, ТОБ РУ. Надо отметить, что оператор даже не зафиксировав падение мощности в оперативном журнале (если пункт об оперативном журнале в книге достоверен).
Вообще же надо еще посмотреть на эти показания мощности, вполне допустимо, что показания попадали в "молоко".
По этому, оперируя ТР (понятие МКУ и п. 6.1 и 6.7.), видно, что 26ого оперативный персонал непреднамеренно заглушил реактор с мощности 700МВт, после чего начал подъем, запрещенный главой 6 (п. 6.2) регламента, нарушая попутно (если я вас правильно понял) и главу 8 регламента – конкретно п. 8.4.26. (по поводу других глав я еще не анализировал) (отключил призму).
Почему то "ваш брат" упорно пропускает и еще одно обстоятельство – а именно снижение ОЗР менее 15 стержней 25ого числа. В соответствии с регламентом реактор должен был быть заглушен немедленно как только узнали, что допустили это нарушение. Хочу подчеркнуть особо – не предпринимать действий по исправлению ситуации, не увеличить ОЗР и продолжать работу – нет, только остановка реактора (глава 9). Самое интересное, что в этом признается и персонал станции.
Знал ли персонал о понижении ОЗР 25ого числа? Знал (Материалы суда)! Обязан был остановить реактор? Да, без каких-либо условий. Остановил реактор? Нет. Особенно весело звучит анализ с АЗ-3 – можно подумать что до 86 года ни один блок не сваливался с низких уровней мощности (100 МВТ). Сваливался и не раз. И частичных разгрузок было до хрена, и команды по разгону выпадали… И без проблем. Никакого "концевого эффекта" и прочей туфты.
Ну и несколько перлов, из серии "не проходите мимо"…
В 0:00 часов 26 апреля ОЗР=24. Уже должны были предпринимать меры, по восстановлению ОЗР, поскольку 24 – "неправильный" ОЗР. Проектом и регламентом полагалось иметь ОЗР 26-30.
. Учите мат.часть. :-D
Но тут снова показывает свои перлы регламент. В нем четко перечислены случаи, когда требуется глушить кнопкой АЗ-5 и факт снижения ОЗР менее 15 стержней там не указан 
Понимаете, в чем дело, если бы Вы полудше знали регламент, или умели его читать (Вас писать не попросим…
), то обратили бы внимание, что у главы 3, в которой перечислено то, что Вы назвали "случаем", есть название, а именно "Глава 3. перечень аварийных защит реактора" и посвящена она вовсе не "случаям", а
автоматическим защитам, которые должны быть включены. Автоматической защиты по ОЗР небыло, в этом полагались на персонал. Зря, конечно. И не только потому, что никто не мог подумать, что оператор так наплюет на регламент, а еще и потому, что это лишняя нагрузка на оператора.
Останавливать реактор надо начиная с ОЗР = 26, но с разрешения гл. инженера можно было работать некоторое время. За это время – попытаться поднять ОЗР. Ответственность при этом за все последствия ложилась на гл. инженера. Если гл. инженер письменно не разрешил бы работу с ОЗР < 26 реактор надо было глушить. Если бы такое разрешение было дано, но и было допущено снижении мене 15 стержней, то глушить тут же.
Ну и что, как пытался персонал поднять ОЗР до положенных 26? А никак, ничего не делал… в том то и дело…
И что прикажете делать если ОЗР станет меньше 15? АЗ-5 жать нельзя. Немеденно глушить не требуется. Но и работать на мощности нельзя. Что же делать?.
Нет, читать Вы явно не любите. Специально для Вас цитата из гравы 9 ТР.
"При снижении оперативного запаса реактивности до 15 стержней реактор должен быть
немедленно заглушен"… Учите мат.часть!
И еще. Оператор, действительно, не мог видеть ОЗР, расчет надо было "заказывать", однако прекрасно знал положение стержней СУЗ, которые у него были под носом на БЩУ, и которые практически все были извлечены из активной зоны (при выходе на верхний концевик там еще лампочки загораются, знаете ли). Тем более, что именно оператор, а не "дядя", извлекал стержни при подъеме реактора на мощность.
3 Безопасность… немного – но важно. Здесь я приведу некоторые современные требования безопасности, а так же подход к безопасность реакторов, так как это дается в современных документах (ОПБ и ПБЯ).
Для начала что такое безопасность? Безопасность (если говорить достаточно грубо) – это есть свойство установки препятствовать выходу активности в окружающую среду и ограничивать такой выход во время аварий (См. определения ОПБ). Значит ли это, что АЭС, соответствующая требованиям ОПБ, ПБЯ, НРБ и пр. является полностью безопасным объектом? Естественно нет. Даже если установке присуща безопасность (как свойство ОПБ), и она является ядерно-безопасной (как свойство ОПБ), она остается потенциально опасным объектом, по сути – ядерно-опасной. Почему так? Очень просто! Любое техническое сооружение обладает потенциальной опасностью, т.е. риском разрушения. Летите ли вы в самолете (тогда потенциальная опасность выражается в 11 км над уровнем моря) или спите дома (потенциальная опасность – разрушение здания) – неважно… Для АЭС потенциальная опасность имеет специфику в виде активности на территории станции и принципиальной возможности попадания этой активности в окружающую среду. Именно по этой причине реактор, вне зависимости от типа и тем более мощности – ядерно-опасный объект, т.е. переводя на ваш язык любой реактор "взрывоопасен" (т.е. существует опасность взрыва) (прикинете на досуге кол-во топлива в реакторе, или определите крит. массу (особенно на ВВЭР, с его огромным ОЗР)). И конечно же, " ядерно-опасный " не означает, что по прошествии небольшого времени непременно случиться взрыв, а означает, что реактор содержит источники, которые потенциально могут попасть в окружающую среду. Этой потенциальной угрозе документацией (ОПБ, ПБЯ и пр.) и проектирующими организациями (ГК, НР и ГП) противопоставляется консервативные решения в проектах, разработка систем безопасности и, в том числе, регламенты и инструкции (все это входит в 1 уровень глубокоэшелонированной защиты). Если все эти "навороты" "ободрать", то вы, в предельном случае, получите очень даже взрывоопасную атомную бомбу, готовую взорваться от любого исходного события. Что и подтвердили господа с ЧАЭС на практике. И именно по такой же причине любой режим реакторной установки потенциально опасен (так как протекает на источнике потенциальной опасности). Вам бы
viur , раз имеете такой ник, следовало бы об этом знать. ЛЮБОЙ. И работать на МКУ надо так же осторожно как и на номинале, потому что и на низкой мощности (вплоть до нулевой) потенциальная опасность остается.
Вполне очевидно, что для того что бы эта потенциальная ядерная опасность начала реализовываться, необходимо
исходное событие. Опасному развитию событий, спровоцированному таким исходным событием, противопоставляются решения, заложенные в проекте, системы нормальной эксплуатации и системы безопасности (уже упомянуто).
Напомню, что 25-26 числа оперативный персонал и занимался тем, что последовательно "оголял" эти защиты реактора (не заглушил реактор 25числа на мощности 1600МВт, отключил САОР, начал реализовывать не согласованную программу, поднял мощность после остановки и т.д. и т.п.).
И еще. Любой специалист, считающий что реактор должен быть совершенно безопасным (т.е. не быть "взрывоопасным" или "ядерно-опасным"), не соответствует понятию "культура безопасности" (ОПБ - 88/97, п.27 определений, а так же п. 1.2.8), и на основании этого несоответствия (по идее) должен быть отстранен с занимаемой должности. Если персонал АЭС при эксплуатации РУ проявляет незнание регламента он должен быть лишен лицензии и отстранен от должности. По этой причине можно только пожелать, что бы г-н
viur сменил свой ник на что-нибудь, менее схожее с понятием "ВИУР"
4. Паровой коэффициент реактивностиИтак... паровой эффект. Хочу сразу поблагодарить
viur за анализ испытаний на РБМК по определению парового эффекта и коэфф.. Чуть ниже я несколько упрощенно повторю Ваш анализ, расставив, единственно, все в хронологическом порядке.
Для начала надо поправить (в который раз )
viur a – никакого "особого" понимания коэфф. и эффекта реактивности в "практике РБМК" не существует. Поэтому не следует запутывать эти понятия.
Чем паровой эффект отличается от парового коэффициента сказать просто. "
коэффициент" – это производная, т.е. приращение реактивности делить на приращение паросодержания.
Эффект – это на сколько измениться реактивность в результате какого либо процесса. Поэтому если в какой то точке коэффициент реактивности и равен, например 4 бетт, то эффект реактивности, например, полного обезвоживания, может быть любым : -10 бетт, -1 бетт 0 бетт, 1 бетт, 10 бетт…
Это очевидно. Посмотрим на ту самую кривую, похожую на "параболу" (
http://pripyat.com/sm/site/fileslibrary/RBMK/PKR.jpg.). В точке "фи=0%" коэф. реактивности отрицательный (скажем на уровне -2 бетт/%) В точке "фи=100%" коэф. реактивности положительный (на уровне нескольких бетт/%). А суммарный эффект реактивности обезвоживания – около нуля.
По своим программам в ИАЭ был получен вид реактивности в зависимости от плотности теплоносителя в реакторе (то самый, который похож на параболу). Расчеты соответствуют предельному случаю 30 эф. стержней. Впоследствии, увы, оказалось что методика давала неточные результаты при паросодержания более 50%... (см. книгу…)
Абсолютно верное замечание
viur , что о положительном
коэфф. реактивности по пару было известно до 86. Но при этом, расчетным путем (и вот тут то и была допущена ошибка ИАЭ) было получено, что
эффект обезвоживания "горячего" реактора – отрицательный (См. ТОБ, разд. 4). Остается добавить, что об положительном
коэфф. реактивности было известно и до 73 года. И дело тут в выборе шага решетки, сделанное ИАЭ в 67 году – 250 см. Почему так вышло трудно сказать, было все-таки давно. У нас некоторые специалисты (к стати – принимавшие участие в разработке конструкции) утверждают, что были предпосылки использовать более урано-плотное нитридное (кажется…) топливо, и что на 250 см настоял имено ИАЭ (которой и занимался физикой реактора). Может быть и так, настаивать не буду. Однако совершенно точно, что если бы в проекте было принято меньшее ко-во графита, то проблем с эфф. реактивности не было бы – а был бы он, голубчик, отрицательным. Но случилось что случилось. В 75 году на ЛАЭС нарвались на нестабильность поля (именно из-за парового коэф.), после чего г-н Крамеров (он из ИАЭ, напомню, что ИАЭ отвечал за "физику" реактора) признал, что может быть виноват и ИАЭ с НИКИЭТом (хотя НИКИЭТ отвечал за конструкцию, а не за физику), был проведен анализ причин аварии, и обнаружено, что при работе реактора минимальный ОЗР должен быль не менее 30 РР, что обеспечивало приемлемы эфф. реактивности по пару во всем диапазоне работы реактора (приемлемый, это такой, который соответствует ПБЯ 74).
Поскольку технологическим регламентом предписывалось иметь ОЗР 30 РР, то и параметры СУЗ (быстродействие и кол-во) рассчитывали из этого условия, и исходя из проектных материалов все-таки соответствовал нормативной документации. (напомню, что использовалась ошибочные физические расчеты).
Остается сказать, что совершенно неверно и утверждение, что персонал не мог знать о влиянии ОЗР на коэффициенты реактивности. Мог, если бы удосужился изучить ТОБ РУ. Читаем 4.2.2.1, табл. 4.2.2-2, и текст ниже, в котором прямо указывается, что такое влияние есть и что с уменьшением ОЗР паровой кофэ. Реактивности растет в положительную сторону. Впрочем, здесь тоже надо оговориться, что из указанных материалов не было видно, что коэф реактивности может стать шибко положительным, да и не могло быть видно, если учесть ошибку при расчете альфа-фи.
И в заключение расставляем все по полочкам. О
положительном коэффициенте реактивности при было известно еще до пуска первого РБМК. Было так же получен вид зависимости реактивности от плотности воды в реакторе. В соответствии с этим видом
эффект полного обезвоживания был отрицательным. Эксперименты, проведенные на РБМК подтвердили, что при малых паросодержания
коэфф реактивности положительный. При больших паросодержания коэфф. реактивности предполагался отрицательный, по этому эффект полного обезвоживания ожидался отрицательным. Проверить это экспериментально не представлялось возможным поскольку пришлось бы слить воду из реактора. Во второй половине 86 года такие эксперименты все таки были проведены и получено, что
эффект обезвоживания составляет 4-5 бетт. Это противоречило "теоретическим расчетам", по этой причине кривую зависимости реактивности от плотности (или паросодержания, если угодно) пришлось пересчитывать, применяя уже иные (вероятностные, скажем так) методики. Они то и показали, что в действительности вид кривой другой и что коэф. реактивности положительный во всем диапазоне перосодержаний. Это было очень неприятное "открытие" которое говорило, в том числе и о том, что и СУЗ был сделан исходя из ошибочных расчетов.
5. "концевой эффект"Об отсутствии положительного "концевого" эффекта при введении достаточно группы стержней было известно до чернобыля. Если быть точнее, в этом случае "концевой эффект" приводил к небольшой "заторможенности" при вводе отрицательной реактивности. Концевой эффект, как вы знаете, это ввод положительной реактивности при начальной стадии (ну почти что начальной
) движения единичного поглощающего стержня, за счет уменьшения воды, грубо говоря, в области вытеснителя. Проявляется он в "узкой" области движения стержня, при групповом же вводе, эффект вообще не проявляется, помимо прочего поскольку, если я правильно понимаю, очень трудно добиться что бы стержни, изначально располагающиеся на разных отметках, одновременно начали прохождение узкой "опасной" области.
Кроме того, должно выполняться условия смещения поля вниз, однако поле, как известно было вверху.
Общие вопросы – от лик.беза до насущного…Когда наколотил текста на 7 страниц, понял, что пора закругляться
Что бы не было расхождений - предлагаю ознакомится с ГПАН. … Эта защита отключалась при мощности меньше 100Мвт(э). Кинте ссылочку, ведь я тоже в некотором роде учусь у вас…, А заодно пришлите ссылку на "технологические карты уставок… ", их я пока не нашел. В технологическом регламенте (ТР) есть требование работать с включенной защитой АЗ-5 по ТГ безотносительно мощности. Впрочем, эксперимент проводился на мощности 200МВт, это несколько больше указанной Вами цифры 100МВт (в 2 раза). Насколько я знаю, эксперимент планировалось начать одновременно с остановкой реактора, точно так же, как подобные эксперименты проводились и ранее на ЧАЭС. В этом случае заглушение производилось бы одновременно с посадкой стопорных клапанов, как раз защитой по ТГ.
Регламент ЛАЭС-1 от 97г пункт 9.8 
Ну ну… это не ограничение мощности, а величина определяющая понятие "частичная разгрузка". Подразумевается, что если произошло снижение мощности, то если выше – 700, то это квалифицируется как "частичная разгрузка". Если ниже, то это уже не "частичная разгрузка" и блок надо останавливать. При подъеме мощности это условие, естественно, "не работает". Возможно Вы знаете, что часть работ по подготовке энергоблоков к работе на номинальной мощности проводиться на МКУ – 160МВт.
Ограничения тепловой мощности реактора в регламенте следующие (навскидку): глава 2: номинальная тепловая мощность 3200 МВт, глава 3 – БАЗы и АЗ-5 по росту мощности, глава 5 – предел безопасной эксплуатации – 3550 МВт.
программу необходимо согласовывать с Отделом ядерной безопасности станции (ОЯБ ЧАЭС), с ГК, НР и ген. Проектантом.
Где это сказано? Пороюсь, найду Вам, viur, ссылку…
Да ну? И где это в регламенте даны ПБЭ? Ставлю Вас в известность, viur, что ПБЭ в современных регламентах дается в главе 5, "Пределы и условия безопасной эксплуотации".
Относительно, ЧАЭС (86) ПБЭ содержаться ТОБ РУ, глава 5 которого так и называться.
И ещё. Есть мнения трех людей из ИАЭ ( согласитесь организация солидная, да и не эксплутационики ) - Волков, Крамеров, Федуленко Что, прям Вам и рассказали? Лично? Вы бы ссылку, дали где они об этом говорят…
Для самих испытании по выбегу, чем меньше была бы мощность реактора перед остановом ТГ, тем лучше – меньше нагрузки на различные паросбросные устройства. Смысл требований программы такой: требуется снизить мощность минимум до 1000 МВт, а лучше до 700 МВт, а если еще меньше так вообще замечательно.Ага. Вот только для реактора
хуже. Вся беда в том, что о реакторе никто и не подумал.
Так ведь ПБЯ однозначно запрещают проектирование реакторов у которых есть такой режим. ПБЯ однозначно требуют доказать в проекте, что аварийная защита способна надежно заглушить реактор из любого состояния. А если бы ознакомились с ТОБ РУ, то убедились бы, что аварийная защита способна заглушить реактор из любого состояния. И пункт ПБЯ был выполнен. Другой вопрос (но все равно важный, никто не будет спорить), что эти выводы основывались на неверном расчете эффектов реактивности. Интересно, кто-нибудь эти расчеты проверял? Надзорный орган, например…
идея выбега исходила именно от них <от НИКИЭТ> Замечательная идея, жаль что так и не внедрили. Она здорово повышает безопасность. Идея –то замечательная, да вот жаль что на ЧАЭС ее решили проверять без ГК, и начали проверять наверное самым извращенным способом. Чего только стоит подключение ГЦН в одной насосной к разным источникам, да и выбег ГЦН на реакторе на мощности – разврат.
Турбина отсекалась от реактора в начале испытаний. Вот-вот. В том то и проблема, что реактор при этом не глушился.
Это в каком это проекте УСП не было67 года.
на момент срабатывания АЗ-5 ОЗР был около 15
vs
цифра ~2 эф. стержня (по другому расчету 8) появилась после аварии после расчета на другой Скале Вы бы все таки определились, какой ОЗР, по-вашему был… :-D
Да он только и делал, что пытался стабилизировать уровни в БС, посмотрите на изменения расхода питводы. В разы же менялся! Другое дело что авторегуляторы не работали, но это уже вопрос к НИКИЭТ, придумавшим такие «замечательные» регуляторы, которыми регулировать практически невозможноЭто он молодец, конечно… но не получилось, зацепил уставку -600. В соответвии с инструкцией, которую здесь упоминали, на низком уровне мощности оператор должен был перевести АЗ-5 по уровню с уставки -1100 на -600. Итого : зацепил "-600", вались спокойно автоматической защитой. А вовсе не отключай защиты и не "мучайся"… Я так подозреваю, что уровни у него "болтались" не из-за регуляторов, а из-за коэф. реактивности (сам реактор уже был нестабилен). Удерживать уровень в таких условиях, может быть даже подвиг, но в конечном счете… вышло очень плохо…
http://pripyat.com/sm/site/fileslibrary/RBMK/alpha.jpg (800x841, 76,0Kb)).Брррр…. Что то я альфу-фи меньше 3.85 не разглядел…что за документ??? Надо-бы целиком показать…
Про информацию о ДП… Здесь Вам надо быть поаккуратнее… на Вашей картинке, например, с 1983 года ЧАЭС 3 работала вообще без ДП. Надо сказать, что ДП устанавливаются для компенсаций избыточной реактивности в начальный период работы реактора (т.е. с момента времени, когда выгорание = 0, энерговыработка = 0). Потом, по мере выгорания топлива, в течении нескольких лет ДП постепенно извлекают, т.к. работа реактора в режиме "установившихся перегрузок" изначально планируется без ДП. На Вашем рисунке, к стати говоря, это прекрасно видно. Про ваши 30 стержней я ничего не знаю, киньте источник информации.
Изложенное показывает, что алгоритм действия аварийной защиты разработчиками реактора обосновывался с точки зрения эффективности работы АЭС в энергосистеме, а не с точки зрения обеспечения ядерной безопасности, для чего собственно и предназначена аварийная защита.Ну и? Это и есть то что Вы называете АЗ-3… или АЗ-2, или АЗ-1. Это, знаете ли и сейчас так же… Для всех реакторов во всем мире… Еще раз говорю, учите мат.часть
ОЗР, Вы меня ставите в тупик. Те цитаты, которые Вы приводите по концевому эффекту, повторяют то, что было сказано мною, а именно:
1. что для подобной аварии концевого эффекта недостаточно, необходимо дополнительные источники пара. Возникают эти источники вследствие отказа оборудования.
2. почему мне кажется, что при эффекте обезвоживания 4-5 бетт, непременно должна быть авария и без концевого эффекта (согласен с Вами, здесь надо пояснить)?. Объясню так – установка была загнана в тяжелые условия, на которые она не была рассчитана. Когда начался аварийный процесс, т.е. исходное событие – выбег ТГ и снижение напора насосов ГЦН. Поскольку персонал "умудрился" включить нормально запитанные ГЦН и ГЦН, запитанные от выбегающего ТГ, в одну гидравлическую сеть, то в конце концов, напор "нормальных" ГЦН передавил напор "выбегающих", в результате чего обратники на напоре выбегающих захлопнулись, и расход воды через реактор упал почти что в двое. Из-за снижения расхода началось кипение теплоносителя в активной зоне, в нижней части, перешедшее в разгон (локальный этот был процесс, в нижней части). СУЗ же не был рассчитан на 4 бетты.
Поскольку гипотеза о концевом эффекте была одной из основных ее и исследовали (то есть, например по мнению Дятлова, только этот эффект привел к аварии), и показали что его недостаточно (позавчера разговаривал с мужиком, непосредственно делавшим расчет). Из этих работ вытекало, что возможны только две причины взрыва
А) Отказы оборудования
Б) Отказы оборудования + концевой эффект.
Разобраться, какие именно отказы произошли очень трудно, т.к. цифры, выданные ДРЭГом… ну условны, что-ли… достаточно "долгий" опрос оборудования (если не ошибаюсь – в районе 5с.) а результаты сводятся в одну точку. И сейчас в НИКИЭТе нет единого мнения, что, мол, произошли такие то отказы, и точка. До сих пор выдвигаются гипотезы об этих отказах. Подкипание на ЗРК – одна из них…
[i]У меня к Вам иной вопрос. Есть ли у Вас в НИКИЭТ перичные данные регистраторов параметров реактора в ту ночь?
Данные ДРЕГ, сохраненные слепки состояния СКАЛы, копии лент самописцев мощности и положения стержней АР.[i]
Есть (за все не скажу, но что-то есть, конечно). Не у меня, правда лично. Первые данные появились в апреле 86… и т.д.
Здесь кому то пришла в голову мысль, что ГК должен ссылаться на другие организации (и даже МАГАТЭ) при изложении материалов относительно ЧАЭС.
По нормативной документации (НД) еще куда не шло (хотя книга посвящена эволюции РБМК а не эволюции НД), но ссылаться на организации
… Именно НИКИЭТ разработал реактор, сопровождал его эксплуатацию, осуществляя авторский надзор. Именно НИКИЭТ практически первым принял участие в ликвидации аварии. Именно НИКИЭТ принимал активное участие в исследовании аварийного реактора. Именно НИКИЭТ осуществлял мероприятия по поиску диффицитов безопасности и осуществлял модернизацию РБМК. Это группа ИНСАГ и проч. организации должны ссылаться на ГК, а не наоборот.
С уваженем Владимир
Эта ошибка была очевидной. После фактически глушения реактора (или самоглушения) он был насильственно выведен на энергетическую мощность. Это действие не предусматривалось программой испытаний (а вообще он имел право поднимать мощность? Вообще-то не имел.), как и не предусматривалось проводить эксперимент на мощности 200МВт. Различие состояний реактора с мощность 700 МВт (предполагалось программой) и 200МВт огромно. Кроме того, оператор при подъеме мощности допустил снижение ОЗР до ~2 эф. стержней, что недопустимо – реактор должен был быть остановлен немедленно (менее 15 стержней). Проигнорировал нестабильное поведение уровней, которые цепляли аварийную уставку -500. 
Читал книгу (если читал, конечно) увидил.. ничего...
Статья интересная, завтра дочитаю.... Всем - успехов! 
!!!!!! 
