Ну, "отпускали-не отпускали" - это Ваши предположения, и не более.

И по ГЦНам - переход по ГЦН так и выполняют: включают резервный, перераспределяют расходы, затем отключают работающий. Так что некоторое время на одной из половин КМПЦ работает четыре ГЦН.

Суть, ИМХО, в следующем:

По Вашим словам, "Топтунов и ткнул кратковременно на АЗ-5. Нажал на пару секунд и отпустил. Как раз на пике работы концевого эффекта".

Предположим, так оно и было: отпустил.

Но к этому моменту "благодаря" концевому эффекту, реактор уже пошел в разгон на мгновенных нейтронах, так?
Время полного ввода стержней в активную зону "дочернобыльских" РБМК составляло 18-20 сек. То есть, после удаления столбов воды из нижней части каналов СУЗ (1, 25 м) поглотитель полностью входит в зону через секунд 14-15. А период разгоне на мгновенных нейтронах - 0,2 сек (Крючков В., Андреев Е., Хренников Н. Физика реакторов для персонала АЭС с ВВЭР и РБМК). Таким образом, увеличение тепловой мощности уже в первую секунду разгона составит примерно два порядка (в 150 раз).

Поэтому абсолютно неважно, "отпускал" Топтунов кнопку АЗ-5 или не отпускал и стержни шли непрерывно - результат один и тот же.

Существенно то, что "концевой эффект" получился таким "эффективным".

Про необходимые условия для этого я тут писал уже неоднократно.

От модератора. Сбойное сообщение удалил по просьбе автора.

Да нет, это не только предположение. Я же не голословно утверждаю, есть факты:
- зарегистрировано два сигнала АЗ-5 с паузой в 2 сек.
- после аварии появился ключ и введена схема запоминания сигнала;
И куча косвенных подтверждений.

Это понятно. Но никогда не глушили при таком режиме.

Нет, не так. Начался просто рост мощности на нижнем участке активной зоны, а не разгон. Далее из-за недопустимого перекоса возникла деформация нескольких ТВС, произошел контакт оболочек ТВЭЛ со стенками ТК, разрыв нескольких ТК, переопрессовка РП, подъем сх. Е, разгерметизация всех остальных ТК, подбрасывание сх. Е, выброс граыита в ЦЗ, накопление водорода в в объеме РП и взрыв.
Вот так, никаких мгновенных нейтронов.

Пара было мало. Был маленький запас до температуры насыщения. И до кризиса теплообмена.

ГЦН это очень мощные аппараты и их работа тоже приводит к нагреву воды, как и топливо в активной зоне. На малых мощностях еще неизвестно где больше нагрев идет - в активной зоне или на ГЦН. А если их еще и все 8 работает... При этом на малой мощности пара в активной зоне практически нет. При небольшой подпитке холодной водой все это приводит к тому, что вода может закипеть, причем очень быстро и в большом обьеме. Закипеть она может или в ГЦН или на входе в активную зону. То есть вот только что воды в зоне не было, но из-за совсем небольшого увеличения мощности, вода может вскипеть сразу во всей активной зоне. В условиях большого парового эффекта, это приведет к очень мощному скачку мощности.

Тут правильнее наверное будет разделить все на два этапа.
1. Подготовка к испытаниям. На этом этапе отключили САОР, смонтировали кнопку МПА, снизили мощность до 700 МВт, подготовили нагрузку выбегающего ТГ: подключили 4 ГЦН, 3 ПЭН и еще ряд других механизмов.
2. Собственно сами испытания. Перекрываем подачу пара на ТГ, при этом должна сработать автоматическая аварийная защита АЗ-5 по факту останова ТГ, жмем кнопку МПА и замеряем параметры тока выбегающего ТГ.
Понятно что по такой схеме пофиг какая мощность реактора и в каком он вообще режиме работает - он глушится в самом начале испытаний.
Так задумывалось. На деле при подготовке к испытаниям произошло снижение мощности ниже 700 МВт до ПРЕДПОЛОЖИТЕЛЬНО 30 Мвт, поэтому им пришлось отключить аварийную защиту АЗ-5 по факту останова ТГ (на таком уровне мощности может произойти ее ложное срабатывание), соответственно эта защита на втором этапе испытаний не сработала. Правильно было бы вручную кнопкой АЗ-5 заглушить реактор в самом начале второго этапа, но почему-то этого не сделали. Я думаю что тут обычная несогласованность - СИУР просто так без команды и без явных признаков аварийной ситуации не имеет права заглушить реактор, поэтому он 40 секунд, пока шел выбег, ждал команды. Не дождался и по признакам п. 10.4 Регламента нажал кратковременно на 1-2 секунды на АЗ-5 для предотвращения ввода положительной реактивности, вызванного выбегом
INSAG-7 считают что в этой ситуации взрыв произошел бы и при штатном срабатывании АЗ-5 в начале испытаний.

1. Тут я просто процитирую INSAG-7:

"Подход Главного конструктора к построению системы управления и защиты изложен в техническом проекте СУЗ, в котором, в частности, говорится: "Условия работы станции с реактором РБМК, включенной в энергетическое кольцо, в котором удельный вес станции большой по величине, делают неприемлемой систему управления и защиты, построенной по классическому принципу, когда по аварийному сигналу производится сброс всех стержней или части стержней СУЗ для быстрого неуправляемого прекращения реакции. Разработанная система позволяет не сбрасывать мощность, а осуществлять ускоренное управляемое снижение мощности с номинального до более низких уровней вплоть до собственных нужд и обеспечивает устойчивую работу станции на этих уровнях".
Там же: "Существенно новые решения приняты в системе A3. Полная остановка реактора путем сброса всех стержней СУЗ предусматривается только при обесточении объекта. При остальных аварийных ситуациях производится быстрое управляемое снижение мощности до определенных уровней с необходимой скоростью".
Каких-либо иных обоснований допустимости прекращения действия защит при исчезновении сигнала... Комиссия в проектных материалах не установила.
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 Регламент, гл. 3:

"При работе блока на мощности должны быть включены следующие технологические аварийные защиты по реактору:
АЗ-1 – снижение мощности реактора до 60% Nном…
АЗ-2 – снижение мощности реактора до 50% Nном….
АЗ-3 – снижение мощности реактора до 20% Nном…
АЗ-4 – резервная.
АЗ-5 – снижение мощности реактора до момента снятия аварийного сигнала, либо до полного заглушения реактора от следующих причин:…"

2. Стержни погружаются и/или извлекаются по одному или группами, путем выбора нужного количества стержней на наборном поле и воздействием на ключ управления стержнями. Контроль за положением стержней ведется по показаниям индивидуальных указателей положения. Каких либо технических ограничений на количество стержней в зоне нет, без проблем можно извлечь все. Но вы кажется считаете что мощность реактора напрямую зависит от количества погруженных стержней? Это не так. Абсолютно не зависит - на любом уровне мощности может быть любое количество стержней (утрирую конечно, но сойдет ) Стержни управляют не мощностью, а реактивностью реактора. За подробностями в соответствующую литературу
Между прочим, мощность реактора в принципе ограничивается только одним параметром - интенсивностью теплосъема, что наглядно доказано реакторами РБМК-1000 и РБМК-1500 - размеры, количество топлива, стержней и т.д. практически одинаковое. Отличие только в конструкции ТВС - у РБМК-1500 есть интенсификаторы теплообмена.
3. Условно давление в РБМК можно считать величиной постоянной. Переменно паросодержание.

Сие - опять-таки Ваши домыслы, как и многое, изложенное Вами выше.

Что ж, обратимся к документам.

Доклад Комиссии Госпроматомнадзора СССР " О причинах и обстоятельствах аварии на 4 блоке Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г., вышедший в 1991 году, УДК 621. 039. 586

Комиссия была назначена приказом Госпроматомнадзора СССР 27 февраля 1990 г. № 11:
Председатель - Н.А. Штейнберг
Заместитель Председателя - В.А. Петров
Члены Комиссии - М.И. Мирошниченко, Ю.Э. Багдасаров, А.Г. Кузнецов, А.Д. Журавлёв

Активное участие в работе комиссии принимали Н.М. Афанасьев, А.М. Букринский, Ю.А. Каменев, В.А. Канайкин, Н.В. Карпан, В.В. Ломакин, В.А. Орлов, В.М. Тарасенко и другие.

Вот что написано про снижение ОЗР: При ОЗР, равном 15 эффективных стержней РР, на протяжении первых 6 с. после команды АЗ-5 в реактор вносится менее 1β эфф. отрицательной реактивности. В случае нерегламентного ОЗР, равного 7 эффективным стержням РР, в течение первых 8 с. после команды АЗ-5 вводимая реактивность положительна (т.е. цепная реакция в активной зоне реактора разгоняется, а не гасится).

А ведь Вы утверждаете нечто обратное: http://forum.atominfo.ru/index.php?s=&...st&p=106337

И еще о том, в какое состояние был приведен реактор: После 00 ч. 28 мин. 26.04.86 г. произошло весьма важное для безопасности событие: СИУР, - при переходе с системы локального автоматического управления распределением энерговыделений по объёму активной зоны реактора (ЛАР) на автоматический регулятор общей мощности реактора (АР), - не смог достаточно быстро устранить разбаланс, появившийся в измерительной части АР, и допустил снижение тепловой мощности реактора с 500 МВт до уровня 0-30 МВт (ориентировочно).
Следствием допущенных неудачных действий по управлению реактором явилось то, что для компенсации дополнительной отрицательной реактивности, возникшей из-за ксенонового отравления активной зоны реактора при снижении мощности, а также в процессе произведенного затем повышения мощности реактора до 200 МВт из реактора пришлось извлечь часть стержней оперативного запаса - ОЗР. Этим действием, как считает Комиссия, - с осознанием тяжести последствий или без него, - персонал перевел реактор в нерегламентное положение, при котором аварийная защита перестала быть гарантом гашения ядерной реакции.
Ну, и итог: Исходным событием аварии было нажатие кнопки сброса стержней аварийной защиты ( кнопка АЗ-5 ) старшим инженером управления реактором с целью заглушения реактора по причине, которая достоверно не установлена.
Причиной аварии является неуправляемый рост мощности реактора, который на начальной стадии возник из-за увеличения положительной реактивности в активной зоне реактора, внесённой вытеснителями стержней СУЗ
Увеличение положительной реактивности не было подавлено поглотителями стержней СУЗ не только из-за малой скорости их перемещения, но и вследствие того, что оперативный персонал перед началом испытаний извлёк из реактора больше поглощающих стержней ручного регулирования (РР), чем это было допустимо, создав тем самым условия для многократного увеличения интенсивности первоначального разгона реактора.
Величину введенной положительной реактивности определил ВНИИАЭС в своем отчете "Анализ причин аварии на Чернобыльской АЭС путем математического моделирования физических процессов": Введение стержней в активную зону после нажатия кнопки АЗ-5 привело к выделению положительной реактивности порядка двух бэта - вполне достаточно для разгона на мгновенных нейтронах.
То есть начался именно разгон.

Объясните, пожалуйста, почему при 15+ стержнях все последующие при вводе дают отрицательную реактивность, а при 7 - положительную? А при 10 или 13 что происходит?

1. И, видимо, напрашивается банальный вопрос - а зачем тогда ту кнопку вообще нажимали? Существует-ли тогда вообще понятие "крайней меры", когда реактор надо глушить безусловно и моментально? Исходя из Вашей цитаты - только в случае отказа энергосистемы объекта. И.. всё?
2. То есть, правильно ли я понимаю, что на работающем на режиме полной мощности реакторе (конкретно - РБМК) все стержни можно извлечь из активной зоны и реактор останется в каком-то стабильном состоянии? Но что тогда повлияет на реактивность? Температура?
3. С увеличением паросодержания должен расти объем либо давление (ибо вплоть до критической точки воды объемы жидкости и пара различны). Что тогда является расширительным баком?

Где я там утверждаю обратное? Не вижу.
Приведенные Вами результаты расчета, показывают, что при ОЗР=15 вносится вообще отрицательная реактивность. А если посчитать какая будет реактивность при том же ОЗР, но с остановкой стержней на отметке 1 м. ? Никто ведь не считал. К тому же, эта же самая комиссия пишет: "Как в этот период, так и на протяжении приблизительно 30 с процесса выбега четырех ГЦН параметры энергоблока уверенно контролировались, находились в ожидаемых для данного режима пределах и не требовали каких-либо действий персонала.
Однако пользоваться аварийной защитой реактора данного конструктивного исполнения в условиях допущенного снижения ОЗР ни по аварийным сигналам, ни вручную после завершения испытаний без повреждения активной зоны уже было нельзя, по-видимому, начиная с 00 ч 30 мин 26 апреля 1986 г., что требуется проверить дополнительными исследованиями"
Ну а в 00 ч 30 мин ОЗР то был точно выше 15 ст. Нестыковочка, то есть нужны дополнительные расчеты, в том числе с условием остановки стержней.


А эта фраза откуда? В докладе Штейнберга ее нет, есть только ссылка на эту работу.

А это вопрос к авторам расчета. И к точности расчета. В докладе Штейнберга по этому поводу вот что есть:
"Более того, в исследованиях НИКИЭТ [20], в исследованиях других организаций [32] отмечается большая чувствительность результатов к небольшой вариации исходных данных. В исследовании [28] найдено такое незначительное изменение стартового нейтронного распределения, которое резко ухудшает характеристики аварийного процесса. Так, в пределах 20%-ной вариации исходного энерговыделения на 6-7 с переходного процесса может быть получена скорость увеличения тепловой мощности реактора и 400 МВт/с, и 1000 МВт/с. Соответственно к 6,5 с общая мощность реактора может возраст и в 31 раз, и в 64 раза против исходной. Критическая энтальпия топлива может быть достигнута либо в 5 ТВС, либо в 40 ТВС.
По мнению Комиссии, показанная в работе [28] возможность значительного повреждения твэлов в предположении о существовании незначительной погрешности определения исходного объемного энерговыделения реализовалась в действительности. Однако в работе [17], подтверждающей сильную зависимость результата от незначительного изменения исходных данных, не найдено таких их стартовых значений, при которых мог бы развиться аварийный процесс. В ней делается вывод, что для объяснения аварии в дополнение к неблагоприятному толчку реактивности, наносимому стержнями СУЗ, необходимо одновременное проявление еще каких-либо факторов: "кавитация ГЦН, попадание неравновесного пара на вход активной зоны, опережающее сигнал A3 отключение выбегающих ГЦН, вскипание теплоносителя на входе в реактор, частичные нарушения герметичности НВК, кратковременное открытие паровых предохранителей клапанов".
Возможно, в будущем эти версии, фигурировавшие с первых дней поиска причин аварии, обретут какие-либо количественные подтверждения (которых за 4 года исследований пока не опубликовала ни одна организация)."

Зачем нажимали, я объяснил тут http://forum.atominfo.ru/index.php?showtop...st&p=106367
Перечень случаев, когда необходимо нажать АЗ-5 для полного заглушения перечислен в Регламенте, гл.3. Он длинный.

Для уменьшения реактивности можно вводить извлеченные стержни. Увеличивать реактивность стержнями не получится. А вообще на реактивность так или иначе влияет изменение практически любого параметра - температуры, давления, расхода и т.д.

РБМК одноконтурный реактор - пар из активной зоны после сепарации подается на турбину.

Реактор- просто чудо инженерной мысли! Точно создавался в стеклянной призме.

Случилась бы авария без ввода СУЗ?

Вообще без ввода? Если посмотреть на последние секунды, то скорее всего, да случилась бы, т.к. сработала бы аварийная защита по мощности. Та же АЗ-5, только автоматически. Ну это по мнению комиссии.
Лично я считаю, что нет - при НЕПРЕРЫВНОМ движении стержней в зону взрыва бы не было.

а мощность отчего росла так, что потребовалась АЗ?

ОК, только стоит упомянуть, что это редкое мнение.

Не мощность, а реактивность росла, а автоматический регулятор справлялся с этим ростом, непрерывно погружаясь в зону и мощность не росла Ну а реактивность росла из-за роста паросодержания, вызванного снижением расхода питводы и расхода через выбегающие ГЦН.

Да, но тем не менее у кого-то достаточно влиятельного было аналогичное мнение, поэтому была внедрена схема запоминания сигнала АЗ-5.

а вот это уже передергивание.
отсутствие запоминания сигнала - это косяк, и его исправлять было необходимо. Но на основании этого делать утверждение о единственной и несомненной причине - некрасиво.

насколько я понимаю, достоверной картины состояния нейтронного поля и динамики реактора в тот момент не существует, так как:

- информация о фактическом состоянии по техническому уровню тех лет была неполной и урывками по времени.
- фактические параметры топлива были на пределе возможной непредсказуемости по плутонию и другим изотопам.
- общая картина такой большой дуры даже сейчас сложна для точного расчета.
- парообразование в тот момент сильно зависело от небольших изменений других параметров и радикально влияло на общую картину.
это собственно основная претензия к разработчикам или персоналу (у кого как), что конструкция либо персонал допустили насыщение?



понял, что мне так не понравилось. формулировки непривычные (для блондинок), и допускают совсем разное толкование для посторонних.
при небольшой подпитке - читать как "при недостаточной"? или "надо добавить холодной воды, чтобы закипело"?
воды в зоне не было - а что было? сухие топливные стержни в вакууме или паре? или имелось в виду, что пара не было, но вся вода была на критической точке?

1. Понятно. А в регламенте прописывается, необходимо-ли дождаться полного срабатывания АЗ (те самые 18-20 с) до её выключения? Не важно, ключем или кнопкой. Может-ли оператор нажать (повернуть) АЗ-5, а через несколько секунд "передумать" и отпустить (выключить)?

2. Мой вопрос бы в иной плоскость, можно-ли умышленно (умышленно я говорю для того, что бы не обсуждать вероятность подобной ошибки) устроить взрыв реактора не отключая никаких автоматических защит? В частности, бесконечно разгоняя реактор штатными средствами управления.

3. А что тогда поддерживает давление? Вообще, происходит-ли какое-то регулирования по параметру давления воды в подающей линии насосов?

вообще-то во всех бурных и хаотичных дискуссиях по всему рунету за все время никто не сказал честного слова что да, у реактора были недостатки. Всегда мутные разговоры "я дочь кондиционера, все было не так однозначно" и продолжение попыток валить на персонал.

И именно от этого продолжается такой урон репутации и отрицательный пиар.
Сказали бы честно, что реактор позволял довести до такой ситуации на малой мощности, персонал об этом не знал, а в какой именно момент жахнуло - сказать уже сложно - давно бы все разобрали и караван пошел бы дальше.
Что в INSAGе-7 все написано и остается только дополнять.

А про все врут и правды никто не знает, INSAGи чухня говорят именно те, кому так охота "сказать доброе слово про реактор". Что и позволяет делать сериалы с водкой и медведями.

Да, именно так.

Ну обязательность удерживания кнопки до полного заглушения следует из названия перечня причин нажатия кнопки АЗ-5 в Регламенте. Да на самом деле, если бы не было концевого эффекта, то даже кратковременное нажатие кн. АЗ-5 в конечном итоге приведет к заглушению.
Еще раз - в обычных случаях для этого служит кнопка "УСМ". Вряд ли кто-то до этого момента использовал кн. АЗ-5 для частичного снижения мощности, теоретически наверняка обсуждали эту возможность, но на практике вряд ли кто-то использовал, уж очень редкая ситуация.

По мнению комиссии -можно. Автоматическая защита по мощности (АЗМ) при срабатывании приведет к тем же последствиям. По моему - нельзя. Только вручную, отпустив кнопку.
Давление во всем контуре циркуляции поддерживается изменением нагрузки та турбину.

Я скажу
Только про послеаварийный РБМК. Наиболее безопасным реактором является реактор со слабыми (небольшими) отрицательными связями по всем технологическим параметрам. Вот как раз таким реактором на данный момент является именно РБМК. У ВВЭРа есть просто гигантская отрицательная обратная связь по температуре теплоносителя. Ну не хочет он просто так глохнуть - нужно еще и бора в воду добавлять. Я думаю этот момент сыграл немаловажную роль на Фукусиме, когда попытались его охладить неборированной водой, то он начал увеличивать подкритическую мощность, а значит и тепловыделение...

Персонал ЧАЭС уже написал. Ну не именно коллективное письмо, но вот это(см. стр. 10): https://chnpp.gov.ua/images/pdf/2019-06-14.pdf
Могу перевести, надо?
И ещё вот этот пост https://www.facebook.com/100000226333637/po...499875/?app=fbl

И ещё вот этот пост https://www.facebook.com/100000226333637/po...499875/?app=fbl

Вот отсюда:

Никто или не никто, но сложности и неопределённости для РБМК и в самом деле были.

Могу вспомнить два случая, которые сам видел. Приехал в начале 90-ых российский стажёр из Сакле. Французы пытались тогда посмотреть, как их коды будут считать РБМК. Уже на стадии ячейки результаты были из серии "Чего изволите?", прыгали во все стороны в зависимости от того, как задавать расчётные параметры.
А к нам (в т.ч. ко мне) приходили люди из... не буду называть, серьёзный институт... интересовались: "Ребята, у вас ведь WIMS есть? Вы РБМК по нему считать не пробовали? А то у нас такая ерунда выходит!".

Бенчмарки, техпроекты МАГАТЭ и прочая и прочая не зря придуманы. Если круг расчётчиков конкретной технологии узок и у него нет кооперации, то и считать становится сложнее, и возникают риски не учесть чего-то важного.

Здесь понятно, спасибо!



По-Вашему, тоже можно, если знать, когда отпустить кнопку. Но мысль так же понятна, спасибо!




То есть, на всех остальных участках контура (ГЦН, питательные насосы) давление никак не регулируется и, грубо говоря, какое будет такое будет?

Важными есть формулировки и терминология - поэтому - вопросы и/или уточнения :
Чем отличается подъем мощности от разгона ? Дайте определения этих терминов.
Где эта граница: например, рост мощности 10 МВт/с, а 20 МВт/с - уже "разгон" ?
Зависит и от текущего уровня мощности !
Если в единицах реактивности, то аналогично: ввод 0,1 бэтты - это подъем мощности, а, например, 0,5 бэтты - уже "разгон" ?

1. Перекос . . .- чего ?
Если энерговыделений, то на номинальной мощности при 3200 МВт он поболее, чем при 200 МВт.
2. Оболочки твэлов имеют температуры ненамного более, чем теплоноситель, порядка температуры насыщения-кипения теплоносителя до 300 С.
с другой стороны канала "Азот" имеет большую температуру, а графитовые втулки еще более до 700 С.
и к разрывам стенок ТК это пока не приводило . . .

Накопление водорода - если это химическая реакция, то для нее необходимо время, более (гораздо) "нескольких" секунд, которые были между двумя "взрывами".
Поэтому - "химия" - маловероятно, более вероятно - гидролиз под действием мощного излучения, если вообще был водородный взрыв !

Терминология про "мгновенные нейтроны" - при нормальной или аварийной работе (критичности на мгновенных нейтронах) их одинаковое количество: 99,4 - 99,5 %.
Это значение определяется, только соотношением Pu/U , а в более общем случае и спектром нейтронов !
В данном случае речь необходимо вести о критичности только на мгновенных нейтронах !
А именно: в "безопасном" реакторе коэф. размножения на мгновенных нейтронах Кэф всегда меньше 1, (поэтому "его" ЕХР - имеет отрицательный показатель ! и реактор управляется на запаздывающих нейтронах с их "временем жизни")
а в реакторе критичном на мгновенных нейтронах он Кэф>1. ( и "его" ЕХР - имеет положительный показатель со знаменателем кратным времени жизни мгновенных нейтронов 1Е-5 сек в РБМК ! ! ! этот показатель и дает "БА-БАХ" !

Это еще почему ?
Вводим стержень- поглотитель: уменьшаем реактивность !
Выводим - поглотитель - увеличиваем реактивность !

В активной зоне РБМК может быть до 50-100 критических объемов - отдельных активных зон, "особенности" поведения которых как раз и проявляются на малых уровнях мощности - при слабой нейтронной связи между объемами !
При "очевидно-вероятном" росте мощности при "выбеге" за счет уменьшения расхода и вскипания теплоносителя на нижнем участке ТК (вследствие низкого недогрева и смещенного вниз профиля энерговыделений) - ПОШЛА работать положительная обратная связь "по пару" ! , которая при полном запаривании (достаточно именно одного критического объема) вводится порядка 4-6 бэтт, поэтому никакие движения СУЗ даже мгновенные с эффективностью порядка 1 бэтты уже ничего не решали !
Тем более, что в нижнюю часть активной зоны (где десяток критических объемов) вводится графит вместо воды, а следовательно не -1 бэтта, а +1 бэтта !
Но в данной ситуации для реактора с ПОЛОЖИТЕЛЬНОЙ обратной связью без разницы: введено +4 или +6 бэтт, достаточно и +1,1 бэтты.

Как раз по WIMS'у адекватно посчитать физику РБМК было малореально. По крайней мере, на той его версии (и той библиотеке), что попала в Союз через поляков.

Я хотел сказать другое. За пределами сообщества расчётчиков РБМК в те времена мало кто понимал, как и чем эти реакторы надо считать.
В отличие, скажем, от сообщества PWR/ВВЭР.

Вот! Наконец-то я это услышал в ветке!
РБМК - сугубо не точечный реактор.
Отдельные горячие головы после аварии вообще предлагали считать его не как один реактор, а как композицию из нескольких реакторов, связанных между собой. Понятно, что на практике так не получится, но всё же...

И когда идёт спор про "был или не был разгон"... Это всё же терминология из точечной кинетики, когда реактор представляется "точкой", то есть когда пространственная и временная зависимость разделяются, чего при аварии явно не было.

Т.е. реактор и без стержней все равно взорвался бы?

Похоже, что даже без топлива...

чем, интересно, и как считали magnox/AGR. ПОнятно, что нет воды, изменения фазы и пр, но эффект многих зон критичности вполне должен быть

размеры реактора впечатляют

https://en.wikipedia.org/wiki/Advanced_Gas-...ssels_sizes.svg

Кстати, о водороде.

В последнее время, особенно после Фукусимы, стали появляться статьи, где одной из составляющих разрушительного воздействия на чернобыльский реактор называют водород, как радиолитический, так и продукт пароциркониевой реакции.

При этом из виду упускают два существенных момента:

1. Радиолитический водород до начала развития аварийного процесса потоком пара уносился в БС, далее - в турбину - в конденсаторы - на УСГС. Для того, чтобы он попал в РП, стенки каналов должны были разрушиться. Но их разрушение вызвало повышение давления в РП и подъем (точнее, подброс) схемы Е

2. Водород мог образоваться в результате пароциркониевой реакции. Но для этого необходима достаточно высокая температура - выше 1000 градусов. То есть реакция "пошла" практически одновременно с разрушением ТК, причем реагировать водороду в РП в это время было не с чем: РП заполнено гелием, ни кислорода, ни воздуха там нет.

А когда "Елена" стала приподниматься, то воздух в РП попал, но вот водород - газ, как известно, весьма летучий, да и имевший на тот момент высокую температуру - из РП немедленно утёк.

Так что сколько-нибудь заметный вклад водорода в разрушение реактора представляется маловероятным.

На Тримайл Айленде аварийный процесс длился несколько часов, на Фукусиме - порядка двух суток - вот там у водорода было время накопиться.

В Чернобыле, где все заняло считанные секунды - нет.

Я под "разгоном" понимаю разгон на мгновенных нейтронах, т.е. реактивность более одной бета.
Там речь шла про стержни на ВК, соответственно выводить их не получиться

Приводило. На ЛАЭС в 75-ом. И на ЧАЭС в 82-м после перекрытия расхода через канал.
При достаточно сильной температурной деформации ТВС происходит довольно прочный контакт таблетка-оболочка ТВЭЛ-стенка ТК и там уже пофиг какая температура воды, канал пережигается за 2 секунды.

И тут встает вопрос, который и мне тут задавали - а чего же до этого за 12 лет РБМК не взрывались?

Вот именно, что "на практике так не получится". На практике что-то похожее наблюдается при выходе на МКУ. Ну еще может чуть чуть на самом нижнем уровне МКУ, где-то до 15 МВт.
26-го все-таки мощность была намного больше.

Есть показания свидетелей про паузу 15-20 секунд. С учетом паузы от разрыва первых ТК до первого взрыва, имеем время на накопление водорода до 30 секунд.

Есть еще третий путь - вода плюс графит, и это основной путь.
Грубые прикидки "на коленке" есть тут (позабавило - на программируемом калькуляторе МК-54, был у меня когда-то такой, баловался http://www.chem.msu.su/rus/teaching/kabakchi/9.html

Уже в мое время (20 лет назад) в опытно-промышленной эксплуатации была система, ежесекундно выполнявшая двумерный физрасчет. С коррекцией по данным датчиков энерговыделения.

Ну почему же, про неудачный размер и расположение графитовой кладки не раз обсуждали на прирятькоме и на хобите.
Кроме того было еще обсуждение о нижних дополнительных поглотителях в некоторых каналах, коих на момент аварии было нештатное количество, убраны они были для повышения выработки Эл.Энергии и вроде в той рационализации был замешан один из авторов вот этой статьи
Был там большой скандал по этому поводу.
Хоть и читал уже в ретроспективе (основные обсуждения там были с 2006 до 2009)форум Припять, но запомнилось.

Жаль, что форум (припять ком) почил в бозе.
Наиболее полный объем информации по ЧАЭС был именно там.
тут кто то выкладывал сылку на архив форума, но у меня ничего не вышло скачать.

Еще про "слабое место" РБМК-1000.
В измерительный канал (ИК) комплекта АКНП, состоящего из 3-х ИК входила ВСЕГО ОДНА Ионизационная камера, которая располагалась в отражателе (а может и далее) на уровне центра активной зоны по высоте.
И это на СЕМИМЕТРОВУЮ активную зону ! ? Например в ВВЭР-1000 - 2(3) ионизационные камеры на 3,5 м ! !
Поэтому аппаратура и оператор могут некоторое время ничего и не видеть, когда мощность вверху и внизу активной зоны изменяется с разными знаками.
Именно это могло происходить при движении стержней сверху - мощность вверху падает, а внизу растет (по известным и др. причинам).
Но на детекторе нейтронов сигнал практически мало изменяется, хотя процессы вверху и низу активной зоны уже идут (могут) с аварийными скоростями (АР и/или АЗ-5 сверху, вытеснитель и паровой эффект снизу !
Так, что автоматический регулятор (АР-1, АР-2, АР-3) двигаясь в верхней половине активной зоны в верху активной зоны с ростом справлялся (и даже "душил"), а вот в нижней половине мощность уже уверенно росла !
Вышеописанное имеет место, когда работает интегральный регулятор на "малых" уровнях мощности, которые и были перед . . . .

Разрешите вырвать из контекста)

А нет ли оценки (понятно, приблизительной), в следствие взрыва, большая часть активной зоны «улетела» наружу, или обвалилась вниз? Смысл вопроса в попытке понять начальную точку взрыва.

Вынужден повторить.

Независимо от способа образования, до тех пор, пока РП сохраняло герметичность, образующемуся водороду не с чем было реагировать - откуда там кислород?

Кислород ведь элемент химически активный и даже те количества, которые возникала из-за, к примеру, радиолиза, немедленно вступали в реакцию с цирконием и тем же графитом.

А когда "Елена" подпрыгнула из-за повышения давления в РП, в чем именно взрыв водорода не принимал участия - тут-то водород из РП и улетучился: легкий газ, да еще и горячий - не успев образовать гремучую смесь с воздухом.

То есть пока водороду было, где накапливаться - не было воздуха, а появился воздух, когда РП перестало существовать.

Есть.

В журнале "Атомная энергия" за апрель 2006 года опубликована статья Черкашов Ю.М., Новосельский О.Ю. (НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля), Чечеров К.П. (РНЦ«Курчатовский ин-т») Исследование развития процессов при аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г.

Вот что говорится в разделе Состояние реакторной установки и энергоблока после аварии.
Доступ в реакторную шахту позволил перейти к изучению действительного состояния реактора, систем реакторной установки.
Было установлено, что активная зона в шахте реактора отсутствует. Часть активной зоны (160—170 т графитовых блоков, фрагментов топливных каналов, ТВС, всего 7—8% массы активной зоны) была обнаружена на кровлях здания 3-го блока и блока В. Отдельные графитовые блоки и их фрагменты оказались на расстоянии 150—250 м и более от шахты реактора на промплощадке, часть графитовой кладки оказалась в центральном зале, на верхних отметках вентиляционного центра, перекрытиях помещений барабанов-сепараторов. Там же были обнаружены фрагменты ТВС, твэлов. По номеру на нижнем концевике одной из ТВС, снятой с крыши 3-го блока, было установлено, что до аварии она находилась в юго-восточном квадранте активной зоны, однако после аварии оказалась на крыше, а не внизу, в подреакторном помещении. Один твэл был обнаружен за строившимся тогда 5-м энергоблоком, у столовой, на расстоянии —1600 м от шахты реактора, падение фрагментов активной зоны в пруд-охладитель на расстоянии примерно 1200 м от реактора было зафиксировано в момент аварии очевидцами, мелкие фрагменты активной зоны были найдены на расстоянии 1200 м, за железной дорогой на северо-восток от 4-го энергоблока.
За то время, пока шахта реактора была раскрыта, в нее успели упасть куски железобетонных стен, разделявших центральный зал и помещения барабанов- сепараторов, вместе со стальной облицовкой, фрагменты других железобетонных строительных конструкций размером до 10 м. Чтобы все это произошло, шахта должна была оставаться открытой не менее 5 с. Стальная облицовка на фрагментах строительных конструкций сохранила окраску АС-8а (максимальная допустимая температура 300 °С). Фрагменты железобетонных строительных конструкций лежали непосредственно на стальных блоках тепловой защиты нижней плиты, которая во время аварии опустилась примерно на 4 м. Железобетонные конструкции, оказавшиеся в шахте реактора на месте активной зоны, сохранили свою доаварийную прочность и окраску.
Обечайка активной зоны (схема КЖ) была перемещена в центральный зал на расстояние примерно 35 м от первоначального положения в шахте реактора, причем оказалась сверху, над завалом из железобетонных плит и фрагментов активной зоны. Верхняя плита (схема Е) вместе с тепловой зашитой, верхними трактами наращивания, каналами охлаждения отражателя после аварии оказалась стоящей на ребре в шахте реактора (с центром масс выше первоначального положения примерно на 5 м) и опирающейся на прижатые ею к металлоконструкции схемы Д железобетонные плиты стен помещений барабанов-сепараторов.
При бурении исследовательских скважин было обнаружено, что бак биологической защиты (схема Л) сохранил воду (в пробуренных секциях), поверхность бака, обращенная к реакторному пространству- имеет незначительные повреждения. Часть нижней плиты (юго-восточный квадрант) оказалась расплавленной, на месте отсутствующей части нижней плиты находится стальная колонна шатра центрального зала. Серпентинитовый щебень внутри металлоконструкции вблизи границы расплавления превратился в мелкозернистую гравийную массу с размером частиц от 1 до 10 мм, насыщенную металлическими шариками размером от нескольких мкм до 3 мм. Уцелевшие 3/4 обечайки нижней плиты сохранили окраску (АС-8а) так же, как и ее нижняя поверхность. Расплавлена стальная облицовка восточной тумбы опоры бака биологической зашиты, оплавлен бетон тумбы, ниже отметки 11,5м в тумбе выплавлен «грот», оплавлены (как будто отрезаны высокотемпературной струей) трубопроводы водяных коммуникаций, но рядом сохранилась их окраска. Резкая граница расплавленных или сожженных участков металлоконструкций и сохранившейся окраски характерна для подреакторного помещения после аварии.
Расплавленные материалы нижней плиты, трубопроводов водяных коммуникаций, строительных конструкций, не успев переплавиться до однородности, отсепарироваться по плотности (топливо—металл—шлак), растечься по полу ровным слоем, застывали даже в вертикальном положении, что говорит о высокой скорости охлаждения расплава и эффективности тепло- съема (рис. 6). Из паро- распределительного коридора лавообразный топливосодержащий расплав плотностью 2,1— 2,3 т/м3 по паросбросным трубам попал в воду бассейна-барботера, образовав при этом топливосодержащую пемзу плотностью 0,14—0,18 т/м3.
Щебеночная засыпка межкомпенсаторного зазора была отброшена к южной стене и южным откатным воротам подреакторного помещения, образовав кучи, поверхность которых остеклована. На поверхности этих куч оказались графитовые блоки, где вперемежку лежали целые, колотые и подвергнутые высокотемпературному воздействию блоки. На этом основании можно заключить, что высокотемпературное воздействие на блоки было не там, где они лежат, а ранее, там, откуда они вылетели. Многочисленные свидетельства указывают на то, что высокотемпературные процессы в подреакторном помещении были узконаправленными и быстротечными.
Помимо последствий высокотемпературных процессов, присутствуют следы ударных воздействий на конструкции. Скачки уплотнения (ударные волны), возникшие выше нижней плиты, отбросили щебеночную засыпку к южным откатным воротам, вбили графитовые блоки между трубами водяных коммуникаций, сломали стену между подреакторным помещением и помещением контрольно-измерительных приборов на уровне пола (отметка 9,7 м), сорвали с направляющих южные и северные откатные ворота, смяли и прорвали (на опорах) металлическую облицовку стен подреакторного помещения, а также помещений водяных коммуникаций, обрушили перекрытия между помещениями водяных коммуникаций и помещениями управления запорно-регулирующими клапанами на отметке 22,35 м и между помещениями управления запорно-регулирующими клапанами и помещениями панелей расходомеров ТИБР на отметке 26,6 м, сорвали металлоконструкции крепления подвесок водяных коммуникаций, деформировали их трубопроводы.
Таким образом, состояние нижней плиты, северных и южных трубопроводов водяных коммуникаций, заполнение различными фрагментами подреакторного помещения, проломы и прожоги строительных и металлоконструкций реактора существенно несимметричны: наиболее разрушительные, наиболее высокотемпературные процессы происходили в юго-восточной части реактора и подреакторного помещения. Эти наблюдения согласуются с результатами расчетного анализа энерговыделения в активной зоне.
Опустившись, верхняя плита перекрыла собой примерно 80% проема шахты реактора. Остальную часть проема шахты перекрыли металлические колонны шатра центрального зала и другие строительные конструкции. Сброшенная с вертолетов засыпка не попала в шахту реактора и не образовала фильтрующего слоя над шахтой реактора.
После аварии топливо оказалось в помещениях энергоблока и за его пределами в виде пыли, фрагментов ТВС, топливосодержащего расплава. При проектировании «Укрытия» предполагалось, что 97% топливной загрузки реактора находится в помещениях энергоблока, в том числе 95% в шахте реактора. Когда же выяснилось, что в реакторной шахте топлива нет, было принято допущение, что 99,3% первоначальной загрузки может находиться в расплаве в нижних помещениях. Последующая корректировка предполагала, что в топливосодержащих расплавах содержится от 70 до 150 т топлива. Однако исследование скоплений топливосодержащих материалов с выполнением анализа проб этих материалов показало, что в нижних помещениях находится от 9 до 13% топлива первоначальной загрузки, т.е. не более 26 т. Из верхних помещений только центральный зал остается малоисследованной областью. Загромождение центрального зала разрушенными строительными конструкциями и высокие уровни радиации препятствуют получению достоверных оценок количества топлива в нем.

В сети можно найти книгу:
Абрамов М. А., Авдеев В. И., Адамов Е. О. и др. Под общей редакцией Черкашова Ю. М. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. — М.: ГУП НИКИЭТ, 2006. 632 с.

Там "все" сам генеральный конструктор и описывает, например:

В результате несимметричного нагружения выталкивающими силами (в юго-восточном квадранте сила тяги была больше) верхняя плита (сх. «Е») вместе с кладкой, оторванными трубами, оставшимся на подвесках в ТК топливом и обечайкой КЖ поднялась, разворачиваясь (рис. 13.26*)) и обрывая ПВК. над уровнем пола ЦЗ по меньшей мере на 15 м (рис. 13.26е), т.е. центр масс поднялся на высоту примерно 30 м. При обрыве всех верхних трубопроводов произошло полное обезвоживание активной зоны: исчезла вода не только в ТК, но и в каналах СУЗ. В результате дополнительного ввода положительной реактивности произошло испарение, диспергирование большей части оставшегося в активной зоне топлива (рис. 13.26ж).

Далее о том, что нижняя плита ОР "просела" на 4 м. . .

Очень давно разыскиваю эту книгу! Но пока находил лишь фрагменты.

Не поделитесь ли ссылкой? Буду крайне признателен.

http://accidont.ru/
Много лет тому доставал вроде здесь . . .
это самое "детальное" и объективное, что я встречал . . ., уже давно там не был, но в "Карте сайта" в правой колонке внизу есть ссылка на Гл.13 - правда сейчас почему-то только пару стр.

В гл.13 - 7 Мбайт

У Прорыва очень хорошая электронная библиотека.
Если увидят, откликнутся и пришлют, то выложу на сервере.