Poniżej chciałem w skrócie podsumować, czego dowiedziałem się o pracy reaktora jądrowego w ogólności, i o katastrofie w Czarnobylu w szczególe – co trochę odbiega od powszechnie funkcjonującej wiedzy na ten temat.
Katastrofa w Czarnobylu należy do tych wydarzeń, które każdy kojarzy albo to z własnego doświadczenia, albo z popkultury, a mimo powszechnej świadomości katastrofy, stosunkowo niewiele osób naprawdę rozumie co tam się zdarzyło. Jeżeli ktoś trochę zagłębił się w ten temat, to kojarzy zapewne takie hasła, spopularyzowane przez przez skądinąd znakomity serial HBO “Czarnobyl”, jak: „dodatni współczynnik pustki”, „grafitowe końcówki prętów kontrolnych”, „błąd operatora”, “AZ-5”. Wszystkie te stwierdzenia są prawdziwe – ale jednocześnie każde z nich jest uproszczone i nie buduje właściwej wiedzy i intuicji na temat katastrofy.
Rzeczywisty problem był znacznie bardziej subtelny i dużo ciekawszy z fizycznego punktu widzenia. Reaktor RBMK nie był po prostu „źle zaprojektowanym reaktorem do jądrowym do zastosowań cywilno-militarnych”. Był za to ogromnym, przestrzennym układem dynamicznym, w którym neutrony, para wodna, grafit, temperatura paliwa i opóźnienia czasowe tworzyły niezwykle złożony system sprzężeń zwrotnych.
Aby zrozumieć Czarnobyl, trzeba najpierw zrozumieć jedną fundamentalną rzecz: dlaczego reaktor jądrowy normalnie nie zachowuje się jak bomba atomowa.
Dlaczego reaktor nie wybucha jak bomba?
W obu przypadkach źródłem energii jest dokładnie to samo zjawisko: rozszczepienie jąder uranu-235 lub plutonu-239 przez neutrony. Gdy jądro uranu-235 pochłonie neutron, rozpada się na dwa lżejsze fragmenty, emitując przy tym energię (dużo energii!) oraz kolejne dwa lub trzy neutrony. Te neutrony mogą powodować następne rozszczepienia i w ten sposób tworzy się reakcja łańcuchowa.
Kluczowe rozróżnienie między bombą a reaktorem polega na tym, jak szybko rośnie liczba rozszczepień?
W stanie krytycznym – brzmi groźnie, ale to jest dokładnie oczekiwany i właściwy stan reaktora – średnio jedno rozszczepienie prowadzi do jednego kolejnego rozszczepienia. Reakcja utrzymuje się stabilnie, liczba rozszczepień nie rośnie ani nie maleje w jednostce czasu. Jak napisałem wyżej: podczas rozszczepienia powstaje więcej niż jeden neutron, co oznacza, że część z neutronów możemy (i musimy!) przeznaczyć na zmarnowanie, czyli na pochłonięcie nieprowadzące do kolejnego rozszczepienia bądź też na ulot poza aktywną strefę reaktora.
Jeżeli neutronów zdolnych do wywoływania kolejnych rozszczepień jest trochę więcej, moc zaczyna rosnąć i reaktor staje się nadkrytyczny. Ale samo słowo „nadkrytyczny” nie oznacza jeszcze katastrofy. W rzeczywistości niemal każdy pracujący reaktor energetyczny jest przez większość czasu lekko nadkrytyczny.
Sekret kontroli i bezpieczeństwa pracy reaktora tkwi w czymś innym.
Większość neutronów pojawia się praktycznie natychmiast po rozszczepieniu — w czasie rzędu 10⁻¹⁴ sekundy. Takie dopiero co urodzone neutrony pokonują pewną drogę w reaktorze (o tym za chwilę) i część z nich wraca do paliwa prowadząc do kolejnych rozszczepień (czyli podtrzymania reakcji łańcuchowej). Droga o, której wspomniałem, zajmuje neutronowi średnio od 10 do 50 µs w przypadku reaktora PWR albo BWR, najpowszechniej stosowanego obecnie, bądź około 100 µs do 1 ms w przypadku reaktora RBMK. W przypadku bomby jądrowej średni czas życia neutronu liczony jest w dziesiątkach nanosekund. Dla uściślenia: pisząc “czas życia” mam na myśli czas od momentu narodzin do momentu jego pochłonięcia przez inne jądro atomowe. Neutron, który nie spotka się z żadnym jądrem atomowym (np. w próżni), istnieje przez około 15 minut, po czym samoczynnie się rozpada.
Wniosek: nawet mimo tego, że w reaktorze neutrony żyją znacznie dłużej niż podczas wybuchu bomby, to nadal mówimy o czasach (mikrosekundy, pojedyncze milisekundy), które mają się nijak wobec możliwości kontroli reaktora za pomocą metod nazwijmy to w uproszczeniu “mechanicznych” (a raczej makroskopowych), typu przemieszczenie jakiegoś przedmiotu, wypełnienie przestrzeni płynem albo gazem, rozgrzanie lub schłodzenie itp.
Sekret kontroli reaktora musi zatem tkwić w czymś innym.
Większość neutronów, jak wspomniałem wyżej, pojawia się praktycznie natychmiast po rozszczepieniu. Istnieje jednak mała grupa neutronów emitowanych później, niż podczas momentu rozszczepienia. Są to tak zwane neutrony opóźnione.
Ich udział w całym bilansie neutronowym jest malutki:
- dla rozszczepienia uranu-235 jest to około 0.65%,
- dla plutonu-239 jest znacznie mniejszy i wynosi około 0.2%
Te neutrony pojawiają się później, po czasie rzędu sekund do minut po rozszczepieniu, jednakże, tak samo jak neutrony natychmiastowe, liczą się w całkowitym bilansie neutronowym reaktora. I właśnie na tej niewielkiej różnicy opiera się cała współczesna energetyka jądrowa. Można powiedzieć, że reaktor jądrowy jest w ogóle możliwy do kontrolowania nie przez główną masę neutronów, lecz przez niewielki neutronowy „ogon czasowy” emitowany przez produkty rozpadu. Neutrony opóźnione sprawiają, że zmiany mocy w reaktorze zachodzą w sekundach, dziesiątkach sekund lub minutach. Operator, automatyka i systemy bezpieczeństwa mają zatem czas na reakcję, a reaktor po wejściu w nadkrytyczność nie rozbiega się w ułamku sekundy kończąc życie w malowniczej eksplozji albo jako radioaktywna gorąca bryła z metalu i betonu.
Bomba atomowa działa natomiast dokładnie odwrotnie. Tam cały układ jest projektowany tak, aby reakcja rozwijała się wyłącznie na neutronach natychmiastowych. Stan ten nazywa się prompt criticality, kiedy to współczynnik mnożenia neutronów k jest większy od 1 mimo nieuwzględnienia neutronów opóźnionych w bilansie neutronowym. Materiał rozszczepialny jest silnie nadkrytyczny (tu pojawia się jeszcze mocniejsze pojęcie: supercriticality), geometria jest zoptymalizowana do maksymalnego wykorzystania neutronów, a cała reakcja rozwija się w czasie maksymalnie mikrosekund. Niezależnie, czy ostatecznie wybuch jest silny, czy słaby – na skutek wyzwolenia energii podczas wybuchu, materiał ma jedynie setki nanosekund do mikrosekund, zanim się rozleci i straci geometrię umożliwiającą kontynuację reakcji łańcuchowej. Od efektywności tej reakcji zależy, jak dużo paliwa “przereaguje”.
W bombie atomowej Little-Boy zrzuconej na Hiroszimę przereagowało jedynie około 1% paliwa (bo miała ona konstrukcję bardzo prostą, a przez to mało efektywną). Z kolei w bombie Fat-Man przereagowało około 10…20 % paliwa. Mimo, że było go znacznie mniej – jedynie około 5 kg plutonu w Fat-Man vs. 64 kg uranu w Little-Boy – to wybuch w Nagasaki był silniejszy.
Podsumowując: w bombie liczy się to, aby jak najmniej neutronów uciekło z materiału, ponieważ w warunkach postępującej eksplozji upływa bardzo mało czasu, zanim rdzeń bomby rozerwie sam siebie i reakcja łańcuchowa się zakończy. Z kolei w reaktorze – przeciwnie – cały system projektuje się tak, by nigdy nie dopuścić do tak gwałtownego mnożenia i spora część neutronów idzie na “zmarnowanie”.
Co więcej – reaktor projektowany jest tak, by nigdy, przenigdy, nie osiągnął stanu prompt criticality.
Neutron w reaktorze nie jest kulą karabinową
Tutaj zaczyna się nieintuicyjna część fizyki reaktorowej. Można sobie wyobrazić, że neutron to taka mała kulka lecąca przez rdzeń reaktora po mniej więcej prostym torze zanim trafi na paliwo, które rozszczepi. Tymczasem rzeczywistość jest dużo bardziej chaotyczna. Neutron po rozszczepieniu rodzi się bardzo szybki (w fizyce jądrowej szybkość oznacza temperaturę i energię). Zanim spowoduje kolejne rozszczepienie, wykonuje ogromną liczbę zderzeń z jądrami atomów moderatora, chłodziwa, paliwa i konstrukcji reaktora. Dokonując tych zderzeń oddaje znakomitą większość swojej energii kinetycznej, czyli podnosi temperaturę atomów, które uderzył.
Jego droga przypomina raczej błądzenie cząsteczki perfum w powietrzu aniżeli kierunkowy lot pocisku.
Między kolejnymi zderzeniami neutron pokonuje zwykle od milimetrów do kilku centymetrów. Łączna długość jego toru może wynosić metry, a nawet więcej. Nie oznacza to jednak, że neutron oddala się o metry od miejsca narodzin. Wykonuje raczej losowy spacer — chaotycznie zmienia kierunek po każdym zderzeniu.
Dlatego w fizyce reaktorowej ważniejsza od całkowitej długości toru jest długość dyfuzji neutronów. Jest to parametr opisujący typową odległość geometryczną pomiędzy narodzinami neutronu a jego pochłonięciem lub kolejnym rozszczepieniem.
W wodzie długość dyfuzji neutronów termicznych wynosi zwykle kilka centymetrów. Oznacza to, że w reaktorze BWR czy PWR (większości współczesnych) neutron żyje dość lokalnie. Z kolei w graficie droga dyfuzji może osiągać dziesiątki centymetrów. To ogromna różnica. Neutron w reaktorze moderowanym grafitem (jak RBMK) nie „należy” do jednego kanału paliwowego, czyli miejsca swoich narodzin. Wprost przeciwnie – statystycznie eksploruje znaczną objętość rdzenia.
Stąd też RBMK był tak trudnym do kontrolowania obiektem dynamicznym.
Moderator — spowolnić neutron, ale go nie zabić
Neutrony emitowane podczas rozszczepienia są bardzo szybkie. Problem polega na tym, że uran-235 statystycznie znacznie łatwiej rozszczepia się neutronami wolnymi, zwanymi termicznymi. Dla ustalenia uwagi: prędkość dopiero co narodzonego neutronu to około 20000 km/s (mniej więcej 6…7% prędkości światła). Z kolei neutron termiczny, bardzo lubiany przez paliwo w reaktorze, ma prędkość jedynie około 2 km/s.
Do spowolnienia neutronu wykorzystuje się moderator.
Moderator powinien skutecznie odbierać neutronom energię kinetyczną, ale jednocześnie powinien pochłaniać ich jak najmniej, by nie degradować bilansu neutronowego. Mimo że każde rozszczepienie jądra atomowego generuje 2 do 3 neutronów, a nam dla podtrzymania stanu krytycznego (pożądanego) statystycznie wystarczy tylko 1, to i tak w typowym reaktorze bilans neutronowy jest napięty.
W roli moderatora najczęściej wykorzystuje się:
- lekką wodę (H₂O),
- ciężką wodę (D₂O, zamiast cząsteczek zwykłego wodoru występują cząsteczki izotopu wodoru, czyli deuteru),
- grafit.
Zwykła woda jest dobra, ponieważ jest tania, łatwo dostępna i skutecznie spowalnia neutrony. Niestety, wodór z tej wody czasami pochłania neutron, zamieniając się w deuter (izotop stabilny wodoru), przez co bilans neutronowy w reaktorze robi się bardziej napięty. Z kolei woda ciężka, D2O, jest niemal idealna, bo w mniejszym stopniu pochłania neutrony, ale trzeba ją pozyskać poprzez wyłuskanie jej z wody zwykłej: D₂O stanowi około 1 cząsteczkę na 42 miliony pozostałych cząsteczek wody (czyli H₂O oraz mieszanych HDO). Mówiąc bardziej obrazowo: 42 tony wody np. oceanicznej zawiera raptem 1 gram wody ciężkiej. Wodę ciężką na skalę przemysłową pozyskuje się poprzez wzbogacanie wody naturalnej (czyli pozbycie się wody niepotrzebnej i pozostawienie tej potrzebnej) i nie jest to proces tani. Z kolei grafit jest mniej skutecznym moderatorem, do tego jest palny, ale jest tani, łatwo dostępny, prosty w obróbce i zapewnia bilans neutronowy lepszy niż woda lekka.
W reaktorach typu PWR i BWR woda pełni podwójną rolę: jednocześnie odbiera ciepło z rdzenia oraz moderuje neutrony. To niezwykle wygodne z punktu widzenia bezpieczeństwa. Jeżeli temperatura rośnie, część wody lokalnie zamienia się w parę. Moderacja słabnie, liczba rozszczepień już dalej nie rośnie i reakcja się stabilizuje. Innymi słowy: więcej pary oznacza mniejszą moc, co stanowi bardzo skuteczne, niezależne od innych mechanizmów bezpieczeństwa, ujemne sprzężenie zwrotne w pracy reaktora.
Dodatkowo wspomnę, że w reaktorze pojawia się również inny mechanizm ujemnego sprzężenia zwrotnego, czyli tak zwany efekt Dopplera, który powoduje, że wraz ze wzrostem temperatury paliwa rozszerzają się rezonanse pochłaniania neutronów w uranie-238, który stanowi znakomitą większość paliwa w każdym cywilnym reaktorze. Jeżeli wzrośnie temperatura, to więcej neutronów zostaje pochłoniętych przez U-238 bez rozszczepienia, co dodatkowo stabilizuje reaktor. Przy czym ten mechanizm działa zarówno w RBMK, jak i innych reaktorach z paliwem o niskim wzbogaceniu (czyli w każdym cywilnym, wyłączając z tego reaktory militarne, które muszą być kompaktowe i gęste energetycznie), czyli o dużym udziale U-238.
Właśnie dlatego nowoczesny reaktor energetyczny bardzo trudno doprowadzić do gwałtownego rozbiegnięcia i utraty kontroli, nawet jeżeli zawiodą mechanizmy kontroli i bezpieczeństwa.
W RBMK efekt Dopplera oczywiście był wykorzystywany, ale ujemne sprzężenie od wrzącej wody nie istniało.
Uran, pluton i produkcja materiałów rozszczepialnych
Warto przy tym pamiętać, że reaktor jądrowy nie jest jedynie źródłem energii i niebezpiecznego promieniowania, ale również w trakcie pracy produkuje kolejne izotopy (zazwyczaj traktowane jako odpady).
Naturalny uran składa się głównie z uranu-238, który bardzo słabo rozszczepia się neutronami termicznymi. Jeżeli go zmusić do rozszczepienia za pomocą odpowiednio energetycznego neutronu (co da się zrobić i ma to miejsce w tak zwanych trzystopniowych bombach termojądrowych), to, podobnie jak robi to uran-235, wyprodukuje kolejne neutrony, aczkolwiek te neutrony wynikowe mają zbyt niską energię, by doprowadzić do kolejnych rozszczepień jąder uranu-238. U-238 nie jest zatem izotopem rozszczepialnym, ponieważ nie jest w stanie samodzielnie podtrzymać reakcji łańcuchowej.
U-238 może jednak pochłaniać neutrony, przekształcając się ostatecznie w pluton-239. Każdy reaktor uranowy produkuje zatem pluton. Przy czym pluton (Pu-239), z racji na czas połowicznego rozpadu równy około 24000 lat, zazwyczaj traktowany jest jako szkodliwy chemicznie i radiologicznie, a przez to bardzo problematyczny, odpad. W zastosowaniach militarnych Pu-239 jest jednak niezastąpiony, ponieważ ma niższą masę krytyczną niż uran, jak również statystycznie produkuje trochę więcej neutronów, co sprzyja jego wyborowi w konstrukcji bomby jądrowej.
Jest jednak pewien niuans. Jeżeli pluton-239 pozostaje długo w rdzeniu, to nie przestaje pochłaniać neutronów i podlega dalszym przemianom stopniowo przekształcając się między innymi w pluton-240. To bardzo istotne, ponieważ pluton-240 charakteryzuje się dużą liczbą spontanicznych rozszczepień i emituje neutrony samorzutnie. Dla zastosowań militarnych jest to problem, bo zwiększa ryzyko przedwczesnej inicjacji reakcji jądrowej (z angielska: “fizzle”). Naukowcy natknęli się na to zjawisko w ramach projektu Manhattan, przez co musiano poważnie skorygować konstrukcję bomby plutonowej. W efekcie czego powstał skomplikowany i wyrafinowany Fat-Man, w przeciwieństwie do prostego Little-Boy. Pluton przeznaczony do broni nuklearnej produkuje się zatem przy możliwie krótkim czasie napromieniowania paliwa.
I tutaj pojawia się jedna z ciekawszych cech RBMK.
Reaktor ten umożliwiał wymianę paliwa podczas pracy. Pojedynczy kanał można było odłączyć hydraulicznie i wymienić kasetę paliwową bez zatrzymywania całego reaktora. Było to ogromne osiągnięcie inżynieryjne, które poza wygodą i nieprzerwaną produkcją energii elektrycznej, pozwalało stosunkowo łatwo kontrolować czas napromieniowania paliwa, a zatem również skład izotopowy produkowanego plutonu do zastosowań militarnych.
Wbrew pozorom nie oznacza to, że RBMK był reaktorem wojskowym. Oznacza jednak, że jego architektura dobrze współgrała z potrzebami państwa prowadzącego jednocześnie program energetyczny i militarny, co pozwalało myśleć o nim, jako o urządzeniu podwójnego przeznaczenia.
Warto tutaj dodać, że współczesne paliwo MOX – Mixed Oxide Fuel, aktywnie wykorzystywane np. przez francuską energetykę jądrową – również wykorzystuje pluton, mieszając tlenek plutonu (niebezpieczny odpad, utylizując go w ten sposób) z tlenkiem uranu. Reaktory pracujące na MOX są jednak bardziej wymagające dynamicznie, ponieważ, jak wspomniałem wcześniej, pluton-239 emituje znacznie mniej neutronów opóźnionych niż uran-235. Układ staje się bardziej „nerwowy”, szybciej reaguje na zmiany reaktywności i ma mniejszy margines bezpieczeństwa zanim osiągnie prompt criticality.
Poziom wzbogacania paliwa
Jak już wiemy, współczynnik mnożenia neutronów k musi osiągać co najmniej wartość 1 (z pewnym zapasem regulacyjnym), aby reakcja łańcuchowa mogła się w ogóle samopodtrzymywać.
Powtórzę – w reaktorze niezwykle istotny jest bilans neutronów, bo niby mamy ich w nadmiarze, jako że każde rozszczepienie produkuje 2 albo 3 kolejne neutrony, a mimo to bilans neutronowy jest napięty.
Dlatego w praktyce stosuje się dwa podejścia:
- albo stosuje się moderator z wody lekkiej i paliwo wzbogacone – zawartość izotopu uranu-235 zwiększa się z naturalnych 0,7% do około 3–5%, aby zrekompensować straty neutronów w moderatorze,
- albo wykorzystuje się moderator o bardzo małej absorpcji neutronów, taki jak ciężka woda lub grafit, dzięki czemu możliwe jest użycie paliwa słabo wzbogaconego lub nawet naturalnego uranu, jak w reaktorach typu CANDU (moderowanych wodą ciężką).
Tu nie ma „darmowych obiadów” – poprawa jednego parametru wymaga kompromisu w innym miejscu.
Reaktory RBMK były pod tym względem konstrukcją pośrednią. Wykorzystywały grafit jako moderator, co poprawiało gospodarkę neutronową, ale chłodzone były zwykłą wodą lekką. Dzięki temu mogły pracować na paliwie wzbogaconym jedynie do około 2%, czyli mniej niż typowe reaktory PWR czy BWR.
Ciekawostka: Pierwszy reaktor, Chicago Pile 1, pracował na naturalnym uranie i był moderowany grafitem.
Ksenon — trucizna neutronowa
Jednym z najbardziej zdradliwych mechanizmów w fizyce reaktorów jest zatrucie ksenonowe. Podczas rozszczepienia powstaje między innymi jod-135, który rozpada się do ksenonu-135. A ksenon-135 jest ekstremalnie skutecznym absorberem neutronów. Przy dużej stabilnej mocy reaktora neutronów jest bardzo dużo, więc ksenon jest na bieżąco „wypalany” (czyli podlega ciągłym szybkim przemianom jądrowym) przez pochłanianie neutronów. Po gwałtownym zmniejszeniu mocy sytuacja się odwraca. Neutronów jest mało, więc ksenon przestaje się wypalać, ale nadal powstaje z rozpadu naprodukowanego wcześniej jodu-135. W efekcie ilość ksenonu rośnie jeszcze przez wiele godzin po obniżeniu mocy.
Reaktor staje się coraz bardziej zatruty, co samo w sobie nie oznacza niczego niebezpiecznego, poza faktem, że reaktor nie nadaje się do stabilnej produkcji mocy – trzeba poczekać, aż ksenon się naturalnie rozpadnie.
Jednakże w przypadku Czarnobyla, po zmniejszeniu mocy, usiłowano ją ponownie zwiększyć, a zatem, chcąc uzyskać wzrost mocy, skompensowano pochłanianie neutronów przez ksenon – zrobiono to poprzez wysunięcie z rdzenia prętów kontrolnych (absorbujących neutrony). Im więcej prętów zostaje usuniętych z rdzenia, tym mniejszy pozostaje dostępny margines bezpieczeństwa reaktora. Reaktor zaczyna coraz bardziej zależeć od lokalnych efektów hydraulicznych i przestrzennych – można powiedzieć zaczyna kontrolować się sam.
I w taki właśnie niebezpieczny stan wprowadzono reaktor w Czarnobylu.
RBMK — zupełnie inna filozofia reaktora + dodatni współczynnik pustki
Większość zachodnich reaktorów energetycznych zamyka cały rdzeń w jednym ogromnym zbiorniku ciśnieniowym. Dla odmiany RBMK był konstrukcją kanałową. Ogromny stos złożony z grafitowych sześcianów tworzył moderator, przez który przechodziły tysiące osobnych kanałów ciśnieniowych. W kanałach znajdowało się paliwo chłodzone lekką wodą.
I właśnie tutaj kryła się fundamentalna różnica. Woda w RBMK była przede wszystkim chłodziwem, podczas gdy głównym moderatorem był grafit. Oznaczało to, że nawet gdy część wody zamieniała się w parę, neutrony nadal mogły być skutecznie moderowane przez grafit – czyli usunięty był mechanizm ujemnego sprzężenia zwrotnego, który w elektrowniach PWR i BWR zwiększa bezpieczeństwo reaktora.
Jednocześnie, w stanie normalnej pracy reaktora RBMK woda (lekka) pochłania część neutronów.
Zatem, gdy wody ubywa to:
- maleje absorpcja neutronów,
- ale moderacja, realizowana głównie przez grafit, pozostaje nadal skuteczna.
W efekcie tego, kiedy woda w reaktorze RBMK zaczyna wrzeć, to reaktywność rośnie. To właśnie podkreślony w serialu “Czarnobyl” dodatni współczynnik pustki (czyli pary względem wody).
W reaktorze wodnym więcej pary zwykle oznacza zmniejszanie bądź stabilizację mocy, a w RBMK lokalne wrzenie może doprowadzać do jej wzrostu.
Jeden reaktor czy tysiące mini reaktorów?
I tutaj dochodzimy do sedna problemu. RBMK nie zachowywał się jak jednorodny obiekt – był natomiast ogromnym przestrzennym układem neutronowym. Neutrony dyfundowały przez wielki grafitowy moderator, komunikując ze sobą odległe części rdzenia. Jednocześnie lokalne warunki hydrauliczne mogły być bardzo różne:
- w jednym obszarze mogło być więcej pary,
- w innym więcej ciekłej wody,
- gdzie indziej rdzeń był bardziej zatruty ksenonem,
- a przepływy chłodziwa zmieniały się dynamicznie.
Moc w gigantycznym rdzeniu reaktora nie była rozłożona równomiernie.
RBMK wymagał stabilizacji zarówno poprzecznej (patrząc na przekrój reaktora od góry), jak i wzdłużnej (wzdłuż kanału paliwowego, czyli w funkcji wysokości rdzenia). Zazwyczaj na górze kanałów jest więcej pary, a więc następuje mniejsza absorpcja neutronów. Na dole z kolei znajduje się więcej ciekłej chłodniejszej wody.
Powstawały skomplikowane profile reaktywności. Można powiedzieć, że RBMK był raczej tysiącami sprzężonych mini reaktorów niż jednym reaktorem. I właśnie dlatego jego dynamika była tak trudna do modelowania i kontroli.
Dodam jeszcze, że za wsparcie operatora poprzez modelowanie warunków pracy rdzenia odpowiadał komputer SKALA. Nie był on w stanie automatycznie kontrolować reaktora, dawał natomiast wsparcie operatorom, by mogli kontrolować reaktor wobec aktualnych i oczekiwanych warunków pracy. Jednakże jego architektura pochodziła z lat ’60 oraz ’70, przez co obliczenia zajmowały komputerowi 10…15 minut i były bezużyteczne podczas szybko zmieniających się warunków, jakie poprzedziły naciśnięcie feralnego przycisku AZ-5.
Grafitowe wypieracze i fatalny SCRAM
Serial HBO spopularyzował pojęcie „grafitowych końcówek” prętów kontrolnych. W rzeczywistości nie były to małe krótkie końcówki, lecz około 4,5-metrowe grafitowe wypieracze wody zamontowane na końcach prętów kontrolnych o całkowitej długości około 7 metrów.
Zadaniem wypieraczy było zastępowanie wody grafitem podczas ruchu pręta kontrolnego w kanale. W reaktorze RBMK grafit był bardzo dobrym moderatorem neutronów, podczas gdy ciekła woda, poza funkcją chłodzenia, pochłaniała część neutronów. Zastąpienie wody grafitem poprawiało więc ekonomię neutronową rdzenia, zwiększało skuteczność regulacji i zapewniało płynną zmianę reaktywności podczas ruchu pręta.
W normalnych warunkach rozwiązanie działało poprawnie. Problem pojawiał się jednak podczas awaryjnego SCRAM, czyli gwałtownego awaryjnego wsunięcia wszystkich prętów bezpieczeństwa do rdzenia.
Sam termin SCRAM historycznie rozwija się jako „Safety Control Rod Axe Man”. Nazwa brzmi absurdalnie, ale ma rzeczywiste historyczne pochodzenie. W pierwszym reaktorze świata, Chicago Pile 1, na szczycie konstrukcji rzeczywiście znajdował się człowiek z siekierą, którego zadaniem było przecięcie lin podtrzymujących pręty absorbujące neutrony, gdyby eksperyment wymknął się spod kontroli. Opadnięcie prętów do rdzenia miało natychmiast wygasić reakcję łańcuchową.
W większości współczesnych reaktorów pręty bezpieczeństwa są projektowane tak, aby ich ruch był jednoznacznie ujemny neutronowo. W RBMK sytuacja była bardziej skomplikowana. Podczas wsuwania pręta do rdzenia najpierw do dolnej części kanału wchodził grafitowy wypieracz, który zastępował ciekłą wodę grafitem, a dopiero później pojawiał się właściwy absorber neutronów. Podczas przegrzewania się reaktora produkuje on jednak więcej pary (kiepskiego moderatora). Oznaczało to, że przez krótki moment lokalna reaktywność mogła wzrosnąć zamiast spaść. W normalnym stanie rdzenia efekt był niewielki i nie stanowił zagrożenia.
Jednak reaktor w Czarnobylu nie znajdował się w normalnym stanie pracy. Rdzeń był silnie zatruty ksenonem po wcześniejszej pracy przy niestabilnej niskiej mocy. Aby utrzymać reaktor w stanie krytycznym, operatorzy wysunęli znaczną część prętów kontrolnych z rdzenia. W rezultacie układ znajdował się w ekstremalnie niestabilnym stanie przestrzennym, z bardzo małym marginesem bezpieczeństwa. Ponieważ chciano doprowadzić do zwiększenia mocy reaktora, to reaktor znajdował się w stanie nadkrytycznym.
Po naciśnięciu AZ-5 dodatni impuls reaktywności pojawił się najpierw w dolnej części rdzenia.
Reszta jest historią.
W dolnej części reaktora nastąpiło rozbiegnięcie rdzenia:
- Moc zaczęła rosnąć lawinowo.
- Rosło wrzenie.
- Wrzenie dodatkowo zwiększało reaktywność.
- Kanały paliwowe zaczęły pękać.
- Doszło do eksplozji parowej, zniszczenia rdzenia i pożaru grafitu.
Główna eksplozja, która zdemolowała reaktor, nie była wybuchem jądrowym w sensie militarnym. Jak wspomniałem wcześniej, reaktor nie jest w stanie zachować się stricte jak bomba atomowa. Geometria, wzbogacenie paliwa i cała architektura układu na to nie pozwalają.
Ale lokalnie, na dole rdzenia, doszło do bardzo gwałtownego skoku reaktywności, gdzie neutrony opóźnione przestały grać rolę i współczynnik mnożenia neutronów osiągnął wartość większą od jedności (k > 1) bez udziału neutronów opóźnionych – stąd wspomniany w serialu skok mocy do kilkudziesięciu GW w ciągu milisekund. Reaktor lokalnie osiągnął stan prompt criticality.
To wystarczyło, by zniszczyć reaktor.
Można sobie zadać pytanie: czy SCRAM mógł być inaczej zorganizowany? Mógł – wystarczyło oddzielić funkcje bezpieczeństwa od funkcji sterowania reaktorem. W RBMK częściowo tak to było zorganizowane: reaktor zawierał 211 prętów kontrolnych, z czego 12 nie zawierało grafitowych wypieraczy wody. Dla uzupełnienia dodam jeszcze, że reaktor zawierał 24 pręty wsuwane od dołu. Nie jest wykluczone, że selektywne umieszczanie w rdzeniu prętów najpierw bez grafitu, a następnie pozostałych, uspokoiłoby reaktor i do katastrofy by nie doszło.
Aha – SCRAM, jako system ratunkowy, kojarzy się z działaniem szybkim… otóż nie w przypadku RBMK – wsunięcie prętów kontrolnych w tym reaktorze zajmowało systemowi 18 – 20 sekund. Dla porównania – we współczesnych konstrukcjach konstrukcjach reaktorów pręty SCRAM spadają grawitacyjnie do rdzenia w czasie rzędu 1 – 2 s.
Czy reaktor mógł posiadać więcej prętów dedykowanych stricte do zapewnienia bezpieczeństwa w przypadku procedury SCRAM? – oczywiście mógł. Jako że rdzeń był ogromny, to było na nie miejsce. Jednakże ryzyko awarii wymagające tego systemu w pełnej efektywności, było zdaniem kontroktorów, niskie, zatem koszt związany z tymi dodatkowymi elementami uznano za nieuzasadniony.
Czy RBMK był złym reaktorem?
To pytanie jest bardziej skomplikowane, niż zwykle się wydaje.
RBMK miał wiele zalet:
- wysoką moc,
- świetną ekonomię neutronową,
- możliwość pracy na nisko wzbogaconym paliwie,
- wymianę paliwa podczas pracy,
- możliwość budowy bez gigantycznych zbiorników ciśnieniowych.
Był konstrukcją niezwykle ambitną. A zarazem był bardzo trudnym układem dynamicznym, wymagającym ogromnej dyscypliny projektowej i operacyjnej. Katastrofa w Czarnobylu nie była pojedynczym błędem.
Była kaskadą:
- zatrucia ksenonowego,
- niestabilnej pracy przy małej mocy,
- dodatniego współczynnika pustki,
- przestrzennej niejednorodności rdzenia,
- wyłączenia systemów bezpieczeństwa,
- fatalnego wzrostu reaktywności po naciśnięciu przycisku AZ-5,
- oraz inżynierskiego optymizmu, że tak ekstremalny stan nigdy nie wystąpi.
Po katastrofie zmodyfikowano reaktory RBMK:
- zwiększono wzbogacenie paliwa poprawiające bilans neutronowy,
- zmieniono konstrukcję prętów bezpieczeństwa,
- dodano dodatkowe absorbery,
- ograniczono dopuszczalne stany pracy.
I reaktory RBMK pracowały jeszcze przez kolejne dekady.
Czarnobyl jako lekcja fizyki i inżynierii
Nie jest najistotniejszą lekcją z Czarnobyla to, że energia jądrowa może być „z natury niebezpieczna” – bo, przewrotnie napiszę, że owszem, może być niebezpieczna, ale tylko wtedy, kiedy traktowana jest bez szacunku, z buńczucznym przekonaniem, że mamy ją już opanowaną i nam spowszedniała na tyle, że możemy zacząć ją przesadnie optymalizować oraz pozwolić odejść nauce w cień i dać się w jej miejsce rozpanoszyć polityce. Niebezpiecznych jest mnóstwo innych procesów przemysłowych, a jednak nie mają tak złego PR, jak do niedawna miały elektrownie jądrowe.
Najistotniejszą lekcją jest natomiast to, że mimo iż inżynierowie i naukowcy projektujący RBMK zdawali sobie sprawę z istoty różnych złożonych zjawisk i skomplikowanych zależności w reaktorze, jak również z błędów konstrukcyjnych, to po prostu godzili się i nie przeciwdziałali im, co mnie szczerze oburza. To nie były grzechy niewiedzy – to był natomiast grzechy ciężkie zaniechania i zaniedbania, tak charakterystyczne dla ZSRR. RBMK nie zawierał poprawnie zaimplementowanej kluczowej funkcji bezpieczeństwa SCRAM, miał znacznie gorsze naturalne ujemne sprzężenia zwrotne reaktywności w funkcji temperatury (w przeciwieństwie do PWR / BWR), do tego dokładał sprzężenia dodatnie (współczynnik pustki). Na koniec – reaktor nie zawierał osłony bezpieczeństwa, bo była droga, i zdaniem konstruktorów – niepotrzebna.
Ja osobiście reaktory RBMK postrzegam tak: nawet mimo tych wszystkich błędów konstrukcyjnych i ryzykownych założeń – radzieckie RBMK przez wiele lat pracowały bezawaryjnie w różnych częściach Związku Radzieckiego (jak również poza nim – np. w Ignalinie na Litwie po upadku ZSRR). Katastrofie uległ dopiero reaktor z wyłączonymi systemami bezpieczeństwa i wprowadzony celowo w stan anormalny.
Mając powyższe na uwadze, pamiętajmy, że współczesna energetyka jądrowa opierająca się na wypracowanych przez lata, rygorystycznie przestrzeganych zasadach bezpieczeństwa oraz dobrych praktykach projektowych jest naprawdę niezawodnym, bezpiecznym, stabilnym i ekologicznym źródłem energii.
No i jest w końcu na dobrej drodze, by zawitać również do kraju nad Wisłą.
