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[84].
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[85].
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[86].
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[87]. 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[88]. 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