Глава 2
Чернобыль

Строительство Чернобыльской АЭС, ЧАЭС, или, как ее официально называли в советские времена, Чернобыльской атомной электростанции им. В.И. Ленина, началось в 1970 году в глухой болотистой местности на севере Украины в 15 километрах к северо-востоку от городка Чернобыль. Выбор места был обусловлен сравнительной близостью – но на безопасном расстоянии – от украинской столицы, наличием готового водного ресурса в виде реки Припять, а также железнодорожной линии, соединяющей Овруч на западе с Черниговом на востоке. Это первая украинская АЭС, и она считалась на тот момент лучшей и самой надежной советской атомной станцией. Одновременно в трех километрах от нее возвели девятый советский атомоград – город Припять, куда заселили 50 тысяч человек, занятых в этом масштабном проекте: операторов, строителей, вспомогательный персонал и членов их семей. Припять была одним из самых молодых городов в Советском Союзе – средний возраст жителей составлял всего 26 лет.

Руководить гигантской стройкой поставили тридцатипятилетнего инженера по турбинам, убежденного коммуниста Виктора Брюханова – на пост директора Чернобыльской АЭС его перевели с востока Украины, где он работал заместителем главного инженера Славянской ГРЭС. Судя по всему, на станции его любили и уважали как директора. «Я его считаю выдающимся инженером», – так охарактеризовал Брюханова один из заместителей главного инженера. На новом посту Брюханов отвечал за обе стройки – и станции, и города – и должен был лично организовывать абсолютно все, от найма рабочих до поставок техники и стройматериалов. Он трудился не покладая рук, но, несмотря на все его усилия, проект страдал от множества проблем, типичных для коммунистической системы. Постоянно не хватало тысяч тонн железобетона, спецоборудование было не выбить, а когда его наконец доставляли, оно оказывалось низкокачественным, так что Брюханову приходилось изготавливать комплектующие в импровизированных мастерских здесь же, на стройке. Из-за этих сложностей проект отставал от запланированных сроков, но в конце концов 26 ноября 1976 года после многомесячных испытаний был запущен первый энергоблок ЧАЭС, за которым последовал пуск второго (1978), третьего (1981) и четвертого (1983) блоков.

Все четыре реактора были относительно новой конструкции – из серии РБМК («Реактор большой мощности канальный») по 1000 МВт. В блоке с каждым реактором работало по два паровых турбогенератора по 500 МВт. РБМК – графито-водный реактор кипящего типа. Эта необычная и к тому времени немного устаревшая конструкция разрабатывалась в шестидесятые годы, она считалась мощной, не требующей больших финансовых и временны́х затрат при строительстве и монтаже, относительно несложной в обслуживании и имеющей долгий срок эксплуатации. Реакторы отличались довольно крупными размерами – 7 метров в высоту и 11,8 метра в ширину. К 1986 году в стране эксплуатировалось четырнадцать реакторов этой серии, еще восемь энергоблоков находилось на стадии строительства, включая два блока на самой ЧАЭС (пятый блок планировали завершить в том же году). Четыре действующих реактора суммарно вырабатывали 10 % всей электроэнергии, потребляемой в то время Украиной. Если бы строительство пятого и шестого блоков было завершено, Чернобыльская АЭС стала бы самой мощной электростанцией в мире, не считая ГЭС. Для справки: крупнейшая в мире китайская ГЭС «Три ущелья» способна генерировать фантастическую мощность – 22 500 МВт.

В основе работы реактора лежит ядерный распад – этот процесс еще называют расщеплением атома, – энергия которого используется для электрогенерации. Материя состоит из атомов, причем основная часть внутреннего пространства атома – пустота; на долю крошечного ядра, состоящего из связанных вместе протонов и нейтронов, приходится почти вся атомная масса. Вокруг ядра вращаются по своим орбитам электроны. Атомы разных элементов отличаются друг от друга числом протонов и нейтронов в ядре. Скажем, в атоме золота, довольно тяжелого элемента, 79 протонов. В атоме меди – всего 29 протонов, медь обладает куда меньшей плотностью. У кислорода – 8 протонов. Число электронов в любом атоме равно числу протонов, а вот число нейтронов в атомах одного и того же элемента может быть разное. Такие вариации элемента называются изотопами. Можно сказать, что изотопы – это как машины одной марки, но разной комплектации и класса оборудования. Компания «Мерседес», например, выпускает множество моделей – элементов, – и машины отличаются друг от друга мощностью двигателя, обивкой сидений, качеством окраски. «Мерседесы» остаются «Мерседесами», но по форме могут быть не совсем одинаковыми. Стабильные изотопы – такие, которые не подвержены самопроизвольному радиоактивному распаду, – называются стабильными нуклидами, а нестабильные изотопы – радионуклидами. Продукты распада, возникающие в процессе деления ядра, большей частью состоят из нестабильных радионуклидов. Это отходы работы реактора, им свойственна высокая температура, и они крайне токсичны.

Как и почти во всех коммерческих ядерных реакторах, в РБМК топливом служит уран – самый тяжелый из встречающихся в природе элементов, в его ядре 92 протона. Природный уран содержит только 0,7 % способного к делению изотопа U-235 (92 протона плюс 143 нейтрона). 190 тонн топлива в реакторе РБМК второго поколения (как на четвертом энергоблоке Чернобыльской АЭС) – это дешевый, низкообогащенный уран (там всего 2 % U-235) внутри 1661 вертикального канала. В процессе ядерной реакции в активной зоне происходит столкновение нейтронов с ядрами других атомов U-235, и ядра расщепляются с выделением энергии в виде тепла. При расщеплении высвобождаются еще два-три нейтрона, которые, в свою очередь, сталкиваются с ядрами, высвобождая новые нейтроны, и так далее. Этот процесс называется самоподдерживающейся ядерной реакцией, и именно благодаря ей в реакторе вырабатывается тепловая энергия. Одновременно возникают новые элементы – продукты ядерного распада.

В ядерной энергетике используется та же реакция, что и в атомной бомбе, но контроль над высвобождением нейтронов позволяет генерировать требуемое количество тепла и предотвращает ядерный взрыв. Топливо в реакторе на АЭС содержит низкообогащенный уран или плутоний, и оно распределено на большой площади вокруг регулирующих стержней, которые способны сдерживать реакцию, тогда как конструкция атомной бомбы подразумевает неконтролируемую и гораздо более интенсивную цепную реакцию (ее инициирует детонация взрывчатки, в результате которой одно полушарие с обогащенным ураном вжимается в другое, создавая критическую массу).

Предотвращение радиоактивного выброса – главный приоритет на любом ядерном объекте, именно поэтому строительство и эксплуатация АЭС строятся на идее «глубоко эшелонированной защиты» (ГЭЗ). Она подразумевает наличие определенной культуры безопасности, но при этом допускает, что механические (и человеческие) ошибки неизбежны. По этой причине в конструкцию включено множество дублирующих и запасных вариантов ответа на ту или иную возможную проблему. Это создает многоуровневую (эшелонированную) защитную систему – подобно тому как в матрешке открываешь куклу за куклой, пока не дойдешь до последней фигурки внутри. Первый барьер безопасности – керамическая оболочка топливных таблеток, за ним следует циркониевое покрытие тепловыделяющих элементов. В обычной современной коммерческой ядерной установке активная зона, где протекает реакция, помещается внутри третьего барьера – практически не поддающейся разрушению металлической капсулы, известной как корпус высокого давления. В реакторах РБМК от такого корпуса в целях экономии отказались, заменив его железобетонными конструкциями по бокам и тяжелыми металлическими плитами сверху и снизу. Если бы РБМК снабдили корпусом в соответствии с теми стандартами и уровнем сложности, каких требует такой реактор, его стоимость бы удвоилась. Четвертый и последний барьер – герметичная непробиваемая оболочка. Хорошо известно, что гермооболочка ядерного реактора – это наисерьезнейшим образом укрепленная конструкция, толщина бетонных и/или стальных стен которой может достигать нескольких метров. Гермооболочка рассчитана на то, чтобы выдержать столкновение с авиалайнером, врезающимся в нее на скорости несколько сотен километров в час, но ее устанавливают еще и на случай, если случится невероятное – возникнет пробоина в корпусе высокого давления. Это вопиющий факт, но назвать ограждение РБМК настоящей гермооболочкой никак нельзя – что, вероятно, тоже объяснятся соображениями экономии.

Отсутствие у РБМК самых критически важных радиационных барьеров не укладывается в голове, это конструктивный дефект, который нельзя было допускать даже в мыслях, не говоря о том, чтобы такой проект разрабатывать, утверждать и реализовывать. Еще до того как Совет министров приступил к отбору вариантов, его члены были осведомлены об этих недостатках, но все равно отдали предпочтение РБМК, а не конкурирующему ВВЭР («Водо-водяному энергетическому реактору»), модели более безопасной, но, правда, более дорогой и чуть-чуть менее мощной. В то время все считали, что на РБМК никаких масштабных инцидентов произойти не может, поскольку все принятые в отрасли инструкции будут неукоснительно соблюдаться. В итоге решили, что дополнительные меры безопасности ни к чему.

Реакция деления ядра обеспечивается замедлителем нейтронов, его функции в РБМК выполняют вертикальные графитовые блоки вокруг топливных каналов. В каждом реакторе РБМК – 1850 тонн графита. Графит замедляет скорость движения нейтронов в топливе, значительно увеличивая вероятность их столкновения с ядрами урана U-235. Если мячик при игре в гольф лежит в паре сантиметров от лунки, вы не станете лупить по нему изо всех сил, а лишь слегка подтолкнете. Тот же принцип работает и здесь. Чем чаще в результате столкновения расщепляется ядро, тем лучше самоподдерживается цепная реакция и тем больше выделяется энергии. Иными словами, замедлитель создает нужную среду для цепной реакции. Это как кислород для обычного огня: даже будь у вас все топливо мира, без кислорода оно гореть не будет.

Использовать графит в качестве замедлителя – дело чрезвычайно рискованное, поскольку в отсутствие охлаждающей воды или при наличии пузырьков пара (так называемых пустот) реакция продолжится и даже станет более интенсивной. Это явление измеряется пустотным коэффициентом реактивности, положительные значения которого свидетельствуют о серьезных недостатках конструкции. В США графитовые реакторы применялись в пятидесятые годы для исследовательских работ и производства плутония, но американцы вскоре поняли, насколько эти реакторы небезопасны. Сегодня почти на всех западных АЭС эксплуатируются либо реакторы с водой под давлением (PWR), либо водные реакторы кипящего типа (BWR). В этих реакторах замедлителем, обеспечивающим цепную реакцию, выступает та же вода, что подается в реактор в качестве теплоносителя. То есть, если прекращается подача воды, прекратится и деление ядер, поскольку реакция перестанет быть самоподдерживающейся, – и этот принцип куда более безопасен. Однако в некоторых моделях реакторов по-прежнему используется графит. Кроме РБМК и его модифицированной версии ЭГП-6, в их число входит лишь еще одна модель – британский AGR («Усовершенствованный газоохлаждаемый реактор»). Этот список вскоре пополнится реакторами нового типа на строящейся в Китае АЭС «Шидаовань». На станции будут работать высокотемпературные графитовые реакторы HTR PM, которые планируется запустить в 2017 году.

Поскольку в процессе ядерного распада выделяется огромное количество тепла, охлаждение активной зоны – насущная необходимость. Это особенно актуально в случае с РБМК, который, по словам английского ученого Эрика Войса, работает «на поразительно высоких температурах» в сравнении с другими реакторами – 500 °С, а в отдельных точках – до 700 °С. Рабочая температура в обычном PWR – порядка 275 °С. В разных моделях реакторов – разные типы теплоносителя. Это может быть газ, воздух, жидкий металл, соль, но в Чернобыле, как и в большинстве других реакторов, использовали легкую (читай – обычную) воду. Поначалу планировалось, что теплоносителем будет газ, но из-за дефицита необходимого оборудования решение изменили. Вода под высоким давлением (65 атмосфер) подается в нижнюю часть реактора, откуда, закипев, поднимается вверх и отводится из реактора в сепаратор, который собирает пар, а оставшаяся вода закачивается обратно в реактор. Пар тем временем попадает в паровую турбину, генерирующую электроэнергию. Реактор РБМК производит 5800 тонн пара в час. На выходе из турбогенератора пар конденсируется, и конденсат поступает к насосам, где цикл начинается заново.

Этому методу охлаждения органически присущ один серьезный недостаток. В отличие от обычного PWR, в реактор попадает та же вода, что прошла через насос системы охлаждения, а потом – в виде пара – через турбины, – то есть вода, подвергшаяся высоким уровням радиации, присутствует во всех частях системы. В PWR предусмотрен специальный теплообменник, обеспечивающий передачу тепла от воды из реактора подаваемой под более низким давлением чистой воде, что позволяет турбинам оставаться незагрязненными. С точки зрения безопасности, техобслуживания и управления отходами эта схема лучше. Вторая проблема РБМК в том, что парообразование происходит в активной зоне, а это повышает вероятность возникновения паровых пустот и, следовательно, увеличения пустотного коэффициента реактивности. В обычных водных реакторах кипящего типа (таких как PWR) этой проблемы нет, но в графитовых AGR она тоже присутствует.

Для контроля количества энергии, которую производит ядерный реактор, используются стержни управления. В РБМК это длинные тонкие цилиндры, заполненные главным образом карбидом бора, поглощающим нейтроны и замедляющим реакцию. Концевые секции стержней выполнены из графита: когда стержень поднимется из активной зоны, они не дают охлаждающей воде (которая тоже способна поглощать нейтроны) попасть туда, где находилась борная секция, – это повышает влияние стержней на то, как протекает реакция. Каждый из чернобыльских реакторов имел по 211 стержней управления, которые по мере необходимости можно было опускать внутрь активной зоны, а также дополнительно по 24 укороченных «стержня-поглотителя». Поглотители обеспечивают равномерное распределение энергии по всей ширине активной зоны и перемещаются снизу вверх. Чем больше стержней в активной зоне и чем глубже они в нее погружены, тем ниже интенсивность реакции. И наоборот: меньше стержней – больше энергии. Стержни управления можно перемещать одновременно на заданную оператором глубину, а можно их разъединить и перемещать группами – в зависимости от ситуации. По западным стандартам, скорость движения стержней в РБМК невероятно низкая: перемещение из крайнего верхнего положения в крайнее нижнее занимает от 18 до 21 секунды, тогда как, например, канадскому CANDU на ту же операцию достаточно одной секунды.

Мало кто знает, что еще до известной катастрофы 1986 года на ЧАЭС уже случалась авария, которая привела к частичному расплавлению активной зоны первого энергоблока. Инцидент произошел 9 сентября 1982 года, несколько лет информацию о нем держали в тайне. Трудно добыть подробные и надежные сведения (особенно на английском), но, судя по всему, причиной аварии стало перекрытие клапана в канале теплоносителя, что привело к перегреву канала и частичному повреждению топливных сборок и графита. В секретном рапорте КГБ, датированном следующим после аварии днем, говорится: «В связи с проведением планового капитального ремонта 1 энергоблока Чернобыльской АЭС, который намечено завершить 13 сентября с.г., 9.9.82 г. проводился пробный пуск реактора. При подъеме его мощности до 20 процентов произошел разрыв одного из тысячи шестисот сорока технологических каналов, загруженных ТВС (тепловыделяющие сборки). При этом произошел обрыв штанги, на которой крепятся ТВС, а также частичное увлажнение графитовой кладки». В результате началось вымывание топлива и графита через трубы, и продукты распада попали в вентиляционную систему, что, в свою очередь, преградило путь теплоносителю и привело к частичному расплавлению активной зоны.

Операторы долго не могли понять, что происходит, и почти полчаса не обращали внимания на сигналы оповещения. В проведенном КГБ расследовании халатность персонала (сознательное перекрытие теплоносителя), похоже, не рассматривалась. Две независимые друг от друга комиссии, замерявшие уровень радиации в окрестностях станции, тоже пришли к разным выводам: межведомственная комиссия практически никакого загрязнения не выявила, в то время как группа биофизиков из Института ядерных исследований украинской Академии наук выявила уровни радиации, в сотни раз превышающие допустимые нормы. Два авторитетных специалиста, которые позднее будут анализировать катастрофу 1986 года, в 1982 году тоже не согласились с официальной трактовкой событий. Дежурившие в тот день операторы отрицали возможные оплошности со своей стороны. «Как очевидец этой аварии и участник ликвидации ее последствий, могу добавить немногое: версия НИКИЭТа [Научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники], обвинившего инженера цеха наладки ЧАЭС в полном закрытии подачи воды в канал, так и осталась версией, – пишет Николай Карпан, работавший в 1979–1986 годах заместителем главного инженера станции по науке. – И руководитель работ, и вся бригада операторов, занимавшаяся в тот день регулировкой поканальных расходов, от навязываемой им ошибки упорно отбивалась. В тот день они работали, как всегда, строго по инструкции, которая обязывала до начала работы ставить на регулятор ограничительную планку, механически препятствующую полному закрытию клапана подачи воды в канал». Скорее всего, инцидент произошел главным образом из-за конструктивного дефекта или – еще вероятнее – из-за производственного брака, но политики решили пойти путем наименьшего сопротивления и свалить вину на дежурного инженера. Объявить о единичной человеческой ошибке легче, чем признать дефект в конструкции твоих новеньких с иголочки ядерных реакторов, разработка и создание которых стоили уйму денег; к тому же они уже эксплуатируются на двух других станциях. Эту неофициальную версию поддерживал и заместитель главного инженера по науке: «Исследования показали, что причиной разрушения канальных труб из циркония оказалось остаточное внутреннее напряжение в… стенках. Завод по своей инициативе изменил технологию изготовления канальных труб, и результатом этого “технологического новшества” стала авария».

Еще до инцидента 1982 года имела место еще одна серьезная авария с реактором РБМК – на Ленинградской АЭС, где в ноябре 1975 года произошло частичное расплавление энергоблока. Подробную информацию о том происшествии разыскать еще сложнее, чем о Чернобыле-1982, но ему посвящена страница на сайте Виктора Дмитриева, русского инженера-ядерщика, работавшего во ВНИИ по эксплуатации атомных электростанций. У аварии на ЛАЭС есть заметные схожие черты с чернобыльской катастрофой 1986 года. Первый энергоблок перезапускали после плановых работ по обслуживанию, но, когда мощность достигла 800 МВт, из-за каких-то неполадок был отключен один из турбогенераторов. Чтобы поддержать реактор в стабильном состоянии, мощность снизили до 500 МВт, и после этого вечерняя смена передала управление ночной. В два часа ночи кто-то по ошибке отключил единственный работавший турбогенератор, и аварийная защита заглушила реактор. Началось отравление реактора (я подробнее остановлюсь на этом явлении ниже), и операторы встали перед выбором: или выводить реактор на полную мощность, или позволить ему остановиться полностью, – причем каждый из вариантов имел свои негативные последствия. В итоге решено было – как и десятилетие спустя в Чернобыле – выводить реактор на мощность. И в процессе этого столкнулись с теми же проблемами. «При подъеме мощности после останова, без воздействия оператора на изменение реактивности (без извлечения стержней), вдруг реактор самопроизвольно уменьшал период разгона, т. е. самопроизвольно разгонялся, другими словами, стремился взорваться, – описывал происходившее стажер с Чернобыльской АЭС В.И. Борец, случайно оказавшийся в той смене. – Дважды разгон реактора останавливала аварийная защита. [На самом деле защита срабатывала больше чем дважды – из-за избытка мощности и из-за скорости ее роста. – В. Дмитриев. ] Попытки оператора снизить скорость подъема мощности штатными средствами, погружая одновременно группу стержней ручного регулирования плюс четыре стержня автоматического регулятора, эффекта не давали, разгон мощности увеличивался. И только срабатывание аварийной защиты останавливало реактор». Прежде чем реактор был остановлен, он достиг 1720 МВт – то есть почти вдвое превысил проектную мощность.

Правительственная комиссия, которая расследовала инцидент, обнаружила серьезные конструктивные недочеты и в 1976 году рекомендовала снизить пустотный коэффициент реактивности, изменить конструкцию стержней управления и установить новые стержни в целях обеспечения оперативной защиты. Конструкцию стержней изменили, но ни один новый стержень так и не был установлен. В докладе, поданном в КГБ 16 октября 1981 года, выражалась озабоченность по поводу качества оборудования на Чернобыльской АЭС. Указывалось, что за первые четыре года эксплуатации на станции произошло 29 аварийных остановок – «из них 8 по вине обслуживающего персонала, а остальные по различным техническим причинам» – и что «контрольно-измерительные приборы… не соответствуют требованиям надежности». На момент написания доклада вопрос об этих проблемах «неоднократно» ставился перед Минэнерго и проектными организациями, разрабатывавшими реактор, «однако он до сих пор не решен».

В конце 1983 года начались испытания реактора РБМК на только что построенной в Литве Игналинской АЭС, и сразу же обнаружилась проблема: при одновременном входе стержней управления в активную зону возникает скачок мощности. Именно эта проблема через несколько лет станет одной из причин чернобыльской катастрофы. При этом в Игналине топливо было абсолютно свежим, реактор – стабильным, а стержни с карбидом бора свободно перемещались по всей высоте, позволяя беспрепятственно контролировать реакцию. О выявленной опасности сообщили всем задействованным в проекте министерствам и институтам, но снова ничего не изменилось. В очередном рапорте КГБ в октябре 1984 года были указаны недостатки в системах охлаждения в первом энергоблоке. До главного проектировщика на тот момент донесли всю необходимую информацию, «однако даже на строящихся 5 и 6 энергоблоках замечания не учтены». В свете этих примеров ничем не оправданной повторяющейся халатности я склонен согласиться с Анатолием Дятловым (на момент аварии он был заместителем главного инженера Чернобыльской АЭС по эксплуатации), который спустя годы после тех событий сказал: «РБМК был обречен взорваться».