Авария на Чернобыльской АЭС. 10

Авария на Чернобыльской  АЭС

Авария на Чернобыльской  АЭС, Черно́быльская ава́рия — разрушение 26 апреля 1986 года четвёртого энергоблока Чернобыльской атомной электростанции, расположенной на территории Украинской ССР (ныне — Украина). Разрушение носило взрывной характер, реактор был полностью разрушен, и в окружающую среду было выброшено большое количество радиоактивных веществ. Авария расценивается как крупнейшая в своём роде за всю историю атомной энергетики, как по предполагаемому количеству погибших и пострадавших от её последствий людей, так и по экономическому ущербу. 31 человек погиб в течение первых трех месяцев после аварии; отдалённые последствия облучения, выявленные за последующие 15 лет, стали причиной гибели от 60 до 80 человек[1][2]. 134 человека перенесли лучевую болезнь той или иной степени тяжести, более 115 тыс. человек из 30-километровой зоны были эвакуированы[2]. Для ликвидации последствий были мобилизованы значительные ресурсы, более 600 тыс. человек участвовали в ликвидации последствий аварии[3].

В отличие от бомбардировок  Хиросимы и Нагасаки, взрыв напоминал  очень мощную «грязную бомбу» —  основным поражающим фактором стало  радиоактивное заражение.

Облако, образовавшееся от горящего реактора, разнесло различные радиоактивные  материалы, и прежде всего радионуклиды йода и цезия, по большей части  территории Европы. Наибольшие выпадения  отмечались на значительных территориях  в Советском Союзе, расположенных  вблизи реактора и относящихся теперь к территориям Беларуси, Российской Федерации и Украины[4].

Чернобыльская авария стала  событием большого общественно-политического  значения для СССР, и это наложило определённый отпечаток на ход расследования  её причин[5]. Подход к интерпретации  фактов и обстоятельств аварии менялся  с течением времени, и полностью  единого мнения нет до сих пор.Содержание [убрать]

1 Характеристики АЭС

2 Авария 

2.1 Хронология событий

3 Причины аварии и расследование 

3.1 Недостатки реактора 

3.1.1 Положительный паровой  коэффициент реактивности

3.1.2 «Концевой эффект»

3.2 Ошибки операторов

3.3 Роль оперативного запаса  реактивности

3.4 Версии причин аварии

3.5 Альтернативные версии

4 Последствия аварии 

4.1 Последствия

4.2 Информирование и эвакуация  населения

4.3 Ликвидация последствий  аварии

4.4 Правовые последствия

4.5 Долговременные последствия

5 Влияние аварии на  здоровье людей 

5.1 Дозы облучения

5.2 Острая лучевая болезнь

5.3 Онкологические заболевания

5.4 Наследственные болезни

5.5 Другие болезни

6 Дальнейшая судьба станции

7 Чернобыльская авария  в массовой культуре

8 См. также

9 Примечания

10 Ссылки 

10.1 Описание событий

10.2 Официальная информация 

10.2.1 Документы

10.3 Альтернативные версии  о причинах и последствиях

10.4 Общественные организации  и веб-сайты

10.5 Разное

[править]

Характеристики АЭС

Чернобыльская АЭС (51°23′22″ с. ш. 30°05′59″ в. д. (G) (O)) расположена на территории Украины в 3 км от города Припять, в 18 км от города Чернобыль, в 16 км от границы с Республикой Беларусь и в 110 км от Киева.

Ко времени аварии на ЧАЭС действовали четыре энергоблока  на базе реакторов РБМК-1000 (реактор  большой мощности канального типа) с электрической мощностью 1000 МВт (тепловая мощность — 3200 МВт) каждый. Ещё  два аналогичных энергоблока  строились. ЧАЭС производила примерно десятую долю электроэнергии УССР.

[править]

Авария

 Фотография территории  вокруг Чернобыльской АЭС со  станции «Мир», 27 апреля 1997 года

В 01:23:48 [6] 26 апреля 1986 года на 4-м энергоблоке Чернобыльской  АЭС произошёл взрыв, который  полностью разрушил реактор. Здание энергоблока частично обрушилось, при  этом погибли два человека — оператор ГЦН (главный циркуляционный насос) Валерий Ходемчук (тело не найдено, завалено под обломками двух 130-тонных барабан-сепараторов) и сотрудник пусконаладочного предприятия Владимир Шашенок (умер от перелома позвоночника и многочисленных ожогов в 6:00 в Припятской МСЧ утром 26 апреля). В различных помещениях и на крыше начался пожар. Впоследствии остатки активной зоны расплавились, смесь из расплавленного металла, песка, бетона и фрагментов топлива растеклась по подреакторным помещениям[7][8]. В результате аварии произошёл выброс в окружающую среду радиоактивных веществ, в том числе изотопов урана, плутония, йода-131 (период полураспада — 8 дней), цезия-134 (период полураспада — 2 года), цезия-137 (период полураспада — 33 года), стронция-90 (период полураспада — 28 лет).

[править]

Хронология событий

На 25 апреля 1986 года была запланирована  остановка 4-го энергоблока Чернобыльской  АЭС для очередного планово-предупредительного ремонта. Во время таких остановок  обычно проводятся различные испытания  оборудования, как регламентные, так  и нестандартные, проводящиеся по отдельным  программам. В этот раз целью одного из них было испытание так называемого  режима «выбега ротора турбогенератора», предложенного проектирующими организациями  в качестве дополнительной системы  аварийного электроснабжения. Режим  «выбега» позволял бы использовать кинетическую энергию ротора турбогенератора  для обеспечения электропитанием  питательных (ПЭН) и главных циркуляционных насосов (ГЦН) в случае обесточивания  электроснабжения собственных нужд станции. Однако данный режим не был  отработан или внедрён на АЭС  с РБМК. Это были уже четвёртые  испытания режима, проводившиеся  на ЧАЭС. Первая попытка в 1982 году показала, что напряжение при выбеге падает быстрее, чем планировалось. Последующие испытания, проводившиеся после доработки оборудования турбогенератора в 1983, 1984 и 1985 годах также, по разным причинам, заканчивались неудачно[9].

Испытания должны были проводиться 25 апреля 1986 года на мощности 700—1000 МВт (тепловых), 22-31% от полной мощности[10]. Примерно за сутки до аварии (к 3:47 25 апреля) мощность реактора была снижена примерно до 50 % (1600 МВт)[11]. В соответствии с программой, отключена система аварийного охлаждения реактора. Однако дальнейшее снижение мощности было запрещено диспетчером  Киевэнерго. Запрет был отменён диспетчером в 23 часа. Во время длительной работы реактора на мощности 1600 МВт происходило нестационарное ксеноновое отравление. В течение 25 апреля пик отравления был пройден, началось разотравление реактора. К моменту получения разрешения на дальнейшее снижение мощности оперативный запас реактивности (ОЗР) возрос практически до исходного значения и продолжал возрастать. При дальнейшем снижении мощности разотравление прекратилось, и снова начался процесс отравления.

В течение примерно двух часов  мощность реактора была снижена до уровня, предусмотренного программой (около 700 МВт тепловых), а затем, по неустановленной причине, до 500 МВт. В 0:28 при переходе с системы локального автоматического регулирования (ЛАР) на автоматический регулятор общей  мощности (АР) оператор (СИУР) не смог удержать мощность реактора на заданном уровне, и мощность провалилась (тепловая до 30 МВт и нейтронная до нуля)[9][11]. Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение  о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни  реактора)[9][12] через несколько минут  добился её роста и в дальнейшем — стабилизации на уровне 160—200 МВт (тепловых). При этом ОЗР непрерывно снижался из-за продолжающегося отравления. Соответственно стержни ручного  регулирования (РР) продолжали извлекаться[11].

После достижения 200 МВт тепловой мощности были включены дополнительные главные циркуляционные насосы, и  количество работающих насосов было доведено до восьми. Согласно программе  испытаний, четыре из них, совместно  с двумя дополнительно работающими  насосами ПЭН, должны были служить нагрузкой  для генератора «выбегающей» турбины  во время эксперимента. Дополнительное увеличение расхода теплоносителя  через реактор привело к уменьшению парообразования. Кроме этого, расход относительно холодной питательной  воды оставался небольшим, соответствующим  мощности 200 МВт, что вызвало повышение  температуры теплоносителя на входе  в активную зону, и она приблизилась к температуре кипения[11].

В 1:23:04 начался эксперимент. Из-за снижения оборотов насосов, подключённых к «выбегающему» генератору, и  положительного парового коэффициента реактивности (см. ниже) реактор испытывал тенденцию к увеличению мощности (вводилась положительная реактивность), однако в течение почти всего времени эксперимента поведение мощности не внушало опасений.

В 1:23:39 зарегистрирован сигнал аварийной защиты АЗ-5 от нажатия  кнопки на пульте оператора. Поглощающие  стержни начали движение в активную зону, однако вследствие их неудачной  конструкции и заниженного (не регламентного) оперативного запаса реактивности реактор  не был заглушён. Через 1—2 с был записан фрагмент сообщения, похожий на повторный сигнал АЗ-5. В следующие несколько секунд зарегистрированы различные сигналы, свидетельствующие о быстром росте мощности, затем регистрирующие системы вышли из строя.

По различным свидетельствам, произошло от одного до нескольких мощных ударов (большинство свидетелей указали на два мощных взрыва), и  к 1:23:47—1:23:50 реактор был полностью  разрушен[9][11][12][13][14].

[править]

Причины аварии и расследование

Существуют по крайней мере два различных подхода к объяснению причин чернобыльской аварии, которые можно назвать официальными, а также несколько альтернативных версий разной степени достоверности.

Государственная комиссия, сформированная в СССР для расследования причин катастрофы, возложила основную ответственность  за неё на оперативный персонал и  руководство ЧАЭС. МАГАТЭ создало свою консультативную группу, известную как Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (INSAG; International Nuclear Safety Advisory Group), который на основании материалов, предоставленных советской стороной, и устных высказываний специалистов (делегацию советских специалистов возглавил В. А. Легасов, первый заместитель директора ИАЭ имени И. В. Курчатова) в своём отчёте 1986 года[15] также в целом поддержал эту точку зрения. Утверждалось, что авария явилась следствием маловероятного совпадения ряда нарушений правил и регламентов эксплуатационным персоналом, а катастрофические последствия приобрела из-за того, что реактор был приведён в нерегламентное состояние[16].

Грубые нарушения правил эксплуатации АЭС, совершённые её персоналом, согласно этой точке зрения[16], заключаются в следующем:

проведение эксперимента «любой ценой», несмотря на изменение  состояния реактора;

вывод из работы исправных  технологических защит, которые  просто остановили бы реактор ещё  до того, как он попал в опасный  режим;

замалчивание масштаба аварии в первые дни руководством ЧАЭС.

Однако в 1991 году комиссия Госатомнадзора СССР заново рассмотрела  этот вопрос и пришла к заключению, что «начавшаяся из-за действий оперативного персонала Чернобыльская авария приобрела неадекватные им катастрофические масштабы вследствие неудовлетворительной конструкции реактора» ([17], c. 35). Кроме того, комиссия проанализировала действовавшие на момент аварии нормативные документы и не подтвердила некоторые из ранее выдвигавшихся в адрес персонала станции обвинений.

В 1993 году INSAG опубликовал  дополнительный отчёт[11], обновивший «ту  часть доклада INSAG-1, в которой  основное внимание уделено причинам аварии», и уделивший большее  внимание серьёзным проблемам в  конструкции реактора. Он основан, главным  образом, на данных Госатомнадзора СССР и на докладе «рабочей группы экспертов  СССР» (эти два доклада включены в качестве приложений), а также  на новых данных, полученных в результате моделирования аварии. В этом отчёте многие выводы, сделанные в 1986 году, признаны неверными и пересматриваются «некоторые детали сценария, представленного  в INSAG-1», а также изменены некоторые  «важные выводы». Согласно отчёту, наиболее вероятной причиной аварии являлись ошибки проекта и конструкции  реактора, эти конструктивные особенности  оказали основное влияние на ход  аварии и её последствия ([11], c. 17—19).

Основными факторами, внесшими вклад в возникновение аварии, INSAG-7 считает следующее ([11], c. 29—31):

реактор не соответствовал нормам безопасности и имел опасные конструктивные особенности;

низкое качество регламента эксплуатации в части обеспечения  безопасности;

неэффективность режима регулирования  и надзора за безопасностью в  ядерной энергетике, общая недостаточность  культуры безопасности в ядерных  вопросах как на национальном, так и на местном уровне;

отсутствовал эффективный  обмен информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками, персонал не обладал достаточным пониманием особенностей станции, влияющих на безопасность;

персонал допустил ряд  ошибок и нарушил существующие инструкции и программу испытаний.

В целом INSAG-7 достаточно осторожно  сформулировал свои выводы о причинах аварии. Так, например, при оценке различных  сценариев ([11], c. 17—19) INSAG отмечает, что «в большинстве аналитических исследований тяжесть аварии связывается с недостатками конструкции стержней СУЗ в сочетании с физическими проектными характеристиками», и, не высказывая при этом своего мнения, говорит про «другие ловушки для эксплуатационного персонала. Любая из них могла бы в равной мере вызвать событие, инициирующее такую или почти идентичную аварию», например, такое событие, как «срыв или кавитация насосов» или «разрушение топливных каналов». Затем задаётся риторический вопрос: «Имеет ли в действительности значение то, какой именно недостаток явился реальной причиной, если любой из них мог потенциально явиться определяющим фактором?». При изложении взглядов на конструкцию реактора ([11], c. 17—19) INSAG признаёт «наиболее вероятным окончательным вызвавшим аварию событием» «ввод стержней СУЗ в критический момент испытаний» и замечает, что «в этом случае авария явилась бы результатом применения сомнительных регламентов и процедур, которые привели к проявлению и сочетанию двух серьёзных проектных дефектов конструкции стержней и положительной обратной связи по реактивности». Далее говорится: «Вряд ли фактически имеет значение то, явился ли положительный выбег реактивности при аварийном останове последним событием, вызвавшим разрушение реактора. Важно лишь то, что такой недостаток существовал и он мог явиться причиной аварии». INSAG вообще предпочитает говорить не о причинах, а о факторах, способствовавших развитию аварии. Так, например, в выводах ([11], c. 29—31) причина аварии формулируется так: «Достоверно не известно, с чего начался скачок мощности, приведший к разрушению реактора Чернобыльской АЭС. Определённая положительная реактивность, по-видимому, была внесена в результате роста паросодержания при падении расхода теплоносителя. Внесение дополнительной положительной реактивности в результате погружения полностью выведенных стержней СУЗ в ходе испытаний явилось, вероятно, решающим приведшим к аварии фактором».

Ниже рассматриваются  технические аспекты аварии, обусловленные  в основном имевшими место недостатками реакторов РБМК, а также нарушениями  и ошибками, допущенными персоналом станции при проведении последнего для 4-го блока ЧАЭС эксперимента.

[править]

Недостатки реактора

Реактор РБМК-1000 обладал рядом  конструктивных недостатков и по состоянию на апрель 1986 года имел десятки  нарушений и отступлений от действующих  правил ядерной безопасности[17]. Два  из этих недостатков имели непосредственное отношение к причинам аварии. Это  положительная обратная связь между  мощностью и реактивностью, возникавшая  при некоторых режимах эксплуатации реактора, и наличие так называемого  концевого эффекта, проявлявшегося при определённых условиях эксплуатации. Эти недостатки не были должным образом  отражены в проектной и эксплуатационной документации, что во многом способствовало ошибочным действиям эксплуатационного  персонала и созданию условий  для аварии. После аварии в срочном  порядке (первичные уже в мае 1986 года) были осуществлены мероприятия  по устранению этих недостатков[17].

[править]

Положительный паровой коэффициент  реактивности

В процессе работы реактора через активную зону прокачивается  вода, используемая в качестве теплоносителя. Внутри реактора она кипит, частично превращаясь в пар. Реактор был  спроектирован таким образом, что  паровой коэффициент реактивности был положительным, то есть, повышение  интенсивности парообразования  способствовало высвобождению положительной  реактивности (вызывающей возрастание  мощности реактора). В тех условиях, в которых работал энергоблок во время эксперимента (малая мощность, большое выгорание, отсутствие дополнительных поглотителей в активной зоне), воздействие положительного парового коэффициента не компенсировалось другими явлениями, влияющими на реактивность, и реактор имел положительный быстрый мощностной коэффициент реактивности[18]. Это значит, что существовала положительная обратная связь — рост мощности вызывал такие процессы в активной зоне, которые приводили к ещё большему росту мощности. Это делало реактор нестабильным и ядерноопасным. Кроме того, операторы не были проинформированы о том, что на низких мощностях может возникнуть положительная обратная связь ([17], с. 45—47).

[править]

«Концевой эффект»

«Концевой эффект» в реакторе РБМК возникал из-за неудачной конструкции  стержней СУЗ и впоследствии был  признан ошибкой проекта[17] и, как  следствие, одной из причин аварии. Суть эффекта заключается в том, что при определённых условиях в  течение первых секунд погружения стержня  в активную зону вносилась положительная  реактивность вместо отрицательной. Конструктивно стержень состоял из двух секций: поглотитель (карбид бора) длиной на полную высоту активной зоны и вытеснитель (графит), вытесняющий воду из канала СУЗ при полностью извлечённом поглотителе. Проявление данного эффекта стало возможным благодаря тому, что стержень СУЗ, находящийся в крайнем верхнем положении, оставляет внизу семиметровый столб воды, в середине которого находится графитовый стержень. Таким образом, в активной зоне реактора остается пятиметровый стержень, и под стержнем, находящимся в крайнем верхнем положении, в канале СУЗ остаётся столб воды. Замещение графитом нижнего столба воды при движении стержня вниз и вызывало высвобождение положительной реактивности.

При погружении стержня в  активную зону реактора вода вытесняется  в её нижней части, но одновременно в верхней части происходит замещение  графита (вытеснителя) карбидом бора (поглотителем), а это вносит отрицательную реактивность. Что перевесит и какого знака  будет суммарная реактивность, зависит  от формы нейтронного поля и его  устойчивости (при перемещении стержня). А это, в свою очередь, определяется многими факторами исходного  состояния реактора.

Для проявления концевого  эффекта в полном объёме (внесение достаточно большой положительной  реактивности) необходимо довольно редкое сочетание исходных условий[19].

Независимые исследования зарегистрированных данных по чернобыльской аварии, выполненные  в различных организациях, в разное время и с использованием разных математических моделей, показали, что  такие условия существовали к  моменту нажатия кнопки АЗ-5 в 1:23:39. Таким образом, срабатывание аварийной  защиты АЗ-5 могло быть, за счёт концевого  эффекта, исходным событием аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года ([17], с. 81). Существование  концевого эффекта было обнаружено в 1983 году во время физических пусков 1-го энергоблока Игналинской АЭС  и 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС ([17], c. 54). Об этом главным конструктором были разосланы письма на АЭС и во все заинтересованные организации. На особую опасность обнаруженного эффекта обратили внимание в организации научного руководителя, и был предложен ряд мер по его устранению и нейтрализации, включая проведение детальных исследований. Но эти предложения не были осуществлены, и нет никаких сведений о том, что какие-либо исследования были проведены, как и (кроме письма ГК) о том, что эксплуатационный персонал АЭС знал о концевом эффекте.

[править]

Ошибки операторов

В процессе подготовки и проведения эксперимента эксплуатационным персоналом был допущен ряд нарушений  и ошибок. Первоначально утверждалось[15], что именно эти действия и стали  главной причиной аварии. Однако затем  такая точка зрения была пересмотрена и выяснилось[11], что большинство из указанных действий нарушениями не являлись, либо не повлияли на развитие аварии ([11], c. 22—23). Так, длительная работа реактора на мощности ниже 700 МВт не была запрещена действовавшим на тот момент регламентом, как это утверждалось ранее, хотя и являлась ошибкой эксплуатации и фактором, способствовавшим аварии. Кроме того, это было отклонением от утверждённой программы испытаний. Точно так же включение в работу всех восьми главных циркуляционных насосов (ГЦН) не было запрещено эксплуатационной документацией. Нарушением регламента было лишь превышение расхода через ГЦН выше предельного значения, но кавитации (которая рассматривалась как одна из причин аварии) это не вызвало. Отключение системы аварийного охлаждения реактора (САОР) допускалось, при условии проведения необходимых согласований. Система была заблокирована в соответствии с утверждённой программой испытаний, и необходимое разрешение от главного инженера станции было получено. Это не повлияло на развитие аварии: к тому моменту, когда САОР могла бы сработать, активная зона уже была разрушена. Блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух турбогенераторов не только допускалась, но, наоборот, предписывалась при разгрузке энергоблока перед его остановкой ([17], c. 90).

Таким образом, это не было нарушением регламента эксплуатации; более того, высказываются обоснованные сомнения в том, что это действие как-то влияло на возникновение аварии в тех условиях, которые сложились  до него ([17], c. 78). Также признано, что «операции со значениями уставок и отключением технологических защит и блокировок не явились причиной аварии, не влияли на её масштаб. Эти действия не имели никакого отношения к аварийным защитам собственно реактора (по уровню мощности, по скорости её роста), которые персоналом не выводились из работы» ([17], c. 92). При этом нарушением регламента было только непереключение уставки защиты по уровню воды в барабане сепараторе (с −1100 на −600 мм), но не изменение уставки по давлению пара (с 55 на 50 кгс/см²).

Нарушением регламента, существенно  повлиявшим на возникновение и протекание аварии, была, несомненно, работа реактора с малым оперативным запасом  реактивности (ОЗР). В то же время  не доказано, что, не будь этого нарушения, авария не могла бы произойти ([11], c. 17—19).

Вне зависимости от того, какие именно нарушения регламента допустил эксплуатационный персонал и  как они повлияли на возникновение  и развитие аварии, персонал поддерживал  работу реактора в опасном режиме. Работа на малом уровне мощности с  повышенным расходом теплоносителя  и при малом ОЗР была ошибкой ([20], с. 121) независимо от того, как эти  режимы были представлены в регламенте эксплуатации и независимо от наличия  или отсутствия ошибок в конструкции  реактора ([11], с. 29—31).

[править]

Роль оперативного запаса реактивности

 Глубины погружения  управляющих стержней (в сантиметрах)  на 1:22:30 ([20], с. 130)

Оперативному запасу реактивности (ОЗР) при анализе развития аварии на ЧАЭС уделяется большое внимание. ОЗР — это положительная реактивность, которую имел бы реактор при полностью  извлечённых стержнях СУЗ. В реакторе, работающем на постоянном уровне мощности, эта реактивность всегда скомпенсирована (до нуля) отрицательной реактивностью, вносимой стержнями СУЗ. Большая  величина оперативного запаса реактивности означает «увеличенную» долю избыточного  ядерного топлива (урана-235), расходуемого на компенсацию этой отрицательной  реактивности, вместо того чтобы этот уран-235 тоже использовался для деления  и производства энергии. Кроме того, увеличенное значение ОЗР несёт  и определённую потенциальную опасность, поскольку означает достаточно высокое  значение реактивности, которая может  быть внесена в реактор из-за ошибочного извлечения стержней СУЗ.

В то же время, на реакторах  РБМК низкое значение ОЗР фатальным  образом влияло на безопасность реактора. Для поддержания постоянной мощности реактора (то есть нулевой реактивности) при малом ОЗР необходимо почти  полностью извлечь из активной зоны управляющие стержни. Такая конфигурация (с извлечёнными стержнями) на реакторах  РБМК была опасна по нескольким причинам ([17], с. 49, 94—96):

усиливалась пространственная неустойчивость нейтронного поля, и  затруднялось обеспечение однородности энерговыделения по активной зоне;

увеличивался положительный  паровой коэффициент реактивности;

существенно уменьшалась  эффективность аварийной защиты, и в первые секунды после её срабатывания, из-за «концевого эффекта» стержней СУЗ, мощность могла даже увеличиваться, вместо того чтобы снижаться.

Персонал станции, по-видимому, знал только о первой из этих причин; ни об опасном увеличении парового коэффициента, ни о концевом эффекте  в действовавших в то время  документах ничего не говорилось. Персоналу не было известно об истинных опасностях, связанных с работой при низком запасе реактивности ([17], с. 54).

Между проявлением концевого  эффекта и оперативным запасом  реактивности нет жёсткой связи. Угроза ядерной опасности возникает, когда большое количество стержней СУЗ находится в крайних верхних  положениях. Это возможно только если ОЗР мал, однако при одном и  том же ОЗР можно расположить  стержни по-разному — так что  различное количество стержней окажется в опасном положении ([11], с. 18).

В регламенте отсутствовали  ограничения на максимальное количество полностью извлечённых стержней. ОЗР не упоминался в числе параметров, важных для безопасности, технологический  регламент не заострял внимание персонала  на том, что ОЗР есть важнейший  параметр, от соблюдения которого зависит  эффективность действия аварийной  защиты (A3). Кроме того, проектом не были предусмотрены адекватные средства для измерения ОЗР. Несмотря на огромную важность этого параметра, на пульте не было индикатора, который бы непрерывно его отображал. Обычно оператор получал  последнее значение в распечатке результатов расчёта на станционной  ЭВМ, два раза в час, либо давал  задание на расчёт текущего значения, с доставкой через несколько  минут. То есть ОЗР не может рассматриваться  как оперативно управляемый параметр, тем более что погрешность  его оценки зависит от формы нейтронного  поля ([17], с. 85—86).

[править]

Версии причин аварии

Единой версии причин аварии, с которой было бы согласно всё  экспертное сообщество специалистов в  области реакторной физики и техники, не существует. Обстоятельства расследования  аварии были таковы, что (и тогда, и  теперь) судить о её причинах и следствиях приходится специалистам, чьи организации  прямо или косвенно несут часть  ответственности за неё. В этой ситуации радикальное расхождение во мнениях  вполне естественно. Также вполне естественно, что в этих условиях помимо признанных «авторитетных» версий появилось множество  маргинальных, основанных больше на домыслах, нежели на фактах.

Единым (в авторитетных версиях) является только общее представление  о сценарии протекания аварии. Её основу составило неконтролируемое возрастание  мощности реактора, перешедшее в тепловой взрыв ядерной природы. Авария (её разрушающая фаза) началась с того, что от перегрева ядерного топлива  разрушились тепловыделяющие элементы (твэлы) в определенной области в нижней части активной зоны реактора. Это привело к разрушению оболочек нескольких каналов (в которых эти твэлы находятся), и пар (под давлением около 7 МПа) получил выход в реакторное пространство (в котором нормально поддерживается атмосферное давление). Давление в реакторном пространстве (РП) резко возросло, что вызвало дальнейшие разрушения уже реактора в целом, в частности отрыв верхней защитной плиты (схема Е) со всеми закрепленными в ней каналами. Герметичность корпуса (обечайки) реактора и вместе с ним контура циркуляции теплоносителя (КМПЦ) была нарушена, и произошло обезвоживание активной зоны реактора. При наличии положительного парового (пустотного) эффекта реактивности 4—5 β это привело к разгону реактора на мгновенных нейтронах (аналог ядерного взрыва) и наблюдаемым масштабным разрушениям со всеми вытекающими последствиями.

Версии принципиально  расходятся по вопросу о том, какие  именно физические процессы запустили этот сценарий и что явилось исходным событием аварии:

произошел ли первоначальный перегрев и разрушение твэлов из-за резкого возрастания мощности реактора вследствие появления в нём большой положительной реактивности или наоборот, появление положительной реактивности — это следствие разрушения твэлов, которое произошло по какой-либо другой причине ([9], с. 556, 562, 581—582)?

было ли нажатие кнопки аварийной защиты АЗ-5 непосредственно  перед неконтролируемым возрастанием мощности исходным событием аварии или  нажатие кнопки АЗ-5 не имеет никакого отношения к аварии ([9], с. 578)? И  что тогда следует считать  исходным событием: начало испытаний  выбега ([17], с. 73) или незаглушение реактора при провале по мощности за 50 минут до взрыва ([9], с. 547)?

Помимо этих принципиальных различий версии могут расходиться  в некоторых деталях сценария протекания аварии, её заключительной фазы (взрыв реактора).

Из основных, признаваемых экспертным сообществом, версий аварии ([11], с. 17—19) более или менее серьёзно рассмотрены только те, в которых  аварийный процесс начинается с  быстрого неконтролируемого роста  мощности, с последующим разрушением  твэлов. Наиболее вероятной считается версия ([11], с. 17), согласно которой «исходным событием аварии явилось нажатие кнопки АЗ-5 в условиях, которые сложились в реакторе РБМК-1000 при низкой его мощности и извлечении из реактора стержней РР сверх допустимого количества» ([17], с. 97). Из-за наличия концевого эффекта при паровом коэффициенте реактивности величиной +5β и в том состоянии, в котором находился реактор, аварийная защита, вместо того чтобы заглушить реактор, запускает аварийный процесс согласно вышеописанному сценарию. Расчёты, выполненные в разное время разными группами исследователей, показывают возможность такого развития событий[17][21].