Координаты: 51°23′22.39″ с. ш. 30°05′56.93″ в. д. / 51.389553° с. ш. 30.099147° в. д. (G)51.389553, 30.099147 Четвёртый блок Чернобыльской АЭС
Чернобыльская авария — разрушение 26 апреля 1986 года четвёртого энергоблока Чернобыльской атомной электростанции, расположенной на территории Украины (в то время — Украинской ССР). 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 ядерной энергетики, как по предполагаемому количеству погибших и пострадавших от её последствий людей, так и по экономическому ущербу. На момент аварии Чернобыльская АЭС была самой мощной в СССР. Реальное число погибших в течение первых 3-х месяцев оценивается в 31-го человека; отдалённые последствия облучения, выявленные за последующие 15 лет, стали причиной гибели от 60 до 80 человек [1][2] В отличие от бомбардировок Хиросимы и Нагасаки, взрыв напоминал очень мощную «грязную бомбу» — основным поражающим фактором стало радиоактивное заражение. Радиоактивное облако от аварии прошло над европейской частью СССР, Восточной Европой и Скандинавией. Примерно 60 % радиоактивных осадков выпало на территории Беларуси. Около 200 000 человек было эвакуировано из зон, подвергшихся загрязнению. Чернобыльская авария стала событием большого общественно-политического значения для СССР, и это наложило определённый отпечаток на ход расследования её причин[3]. 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 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 9.1 Список сокращений 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 (51.389444, 30.09972251°23′22″ с. ш. 30°05′59″ в. д. / 51.389444° с. ш. 30.099722° в. д. (G)) расположена на Украине вблизи города Припять, в 18 километрах от города Чернобыль, в 16 километрах от границы с Беларусью и в 110 километрах от Киева. Ко времени аварии на ЧАЭС использовались четыре реактора РБМК-1000 (реактор большой мощности канального типа) с электрической мощностью 1000 МВт (тепловая мощность 3200 МВт) каждый. Ещё два аналогичных реактора строились. ЧАЭС производила примерно десятую долю электроэнергии Украины. [править] Авария http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/5/5d/RBMK_Reaktor_ChNPP-4.PNG/400px-RBMK_Reaktor_ChNPP-4.PNG
Примерно в 1:24 26 апреля 1986 года на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошёл выброс, который полностью разрушил реактор. Здание энергоблока частично обрушилось, при этом погибло 2 человека — оператор насосов ГЦН (Главный циркуляционный насос) Валерий Ходемчук (тело не найдено, завалено под обломками двух 130-тонных барабан-сепараторов), и сотрудник пуско-наладочного предприятия Владимир Шашенок (умер от перелома позвоночника и многочисленных ожогов в 6:00 в Припятской МСЧ, утром 26-го апреля). В различных помещениях и на крыше начался пожар. Впоследствии остатки активной зоны расплавились. Смесь из расплавленного металла, песка, бетона и частичек топлива растеклась по подреакторным помещениям[4][5]. В результате аварии произошёл выброс в окружающую среду радиоактивных веществ, в том числе изотопов урана, плутония, иода-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 регламентные процедуры и испытания оборудования. В этот раз целью одного из них была проверка возможности использования кинетической энергии ротора турбогенератора для обеспечения электропитанием питательных (ПЭН) и главных циркуляционных насосов (ГЦН) в случае обесточивания собственных нужд станции. При подобных авариях происходит отключение питательных насосов, подпитывающих реактор водой (расход прекращается в течение 0,5 секунды), и главных циркуляционных насосов, обеспечивающих циркуляцию теплоносителя через активную зону (за счет предусмотренных маховых масс насоса снижение расхода может длиться в течение 2 минут). Одновременно срабатывают защиты реактора и прекращается поступление пара на турбину. Несмотря на прекращение подачи пара, ротор турбины продолжает некоторое время вращаться по инерции, что позволяет, в принципе, генератору некоторое время давать электроток, которым можно поддерживать работу насосов и таким образом избежать их немедленного отключения. Такой режим существенно повысил бы возможности системы аварийного охлаждения реактора (САОР), сделав её третий канал, подпитываемый водой от ПЭНов, работоспособным в режимах обесточивания собственных нужд блока. Однако к моменту испытаний 26 апреля режим не был штатным, не был отработан и нигде не применялся. Аналогичные эксперименты, проведённые на ЧАЭС в 1982, 1984 и 1985 годах, заканчивались неудачно: существовавшие характеристики системы возбуждения не обеспечивали работу насосов требуемое время (до включения дизель-генераторов) [6]. Испытания не согласовывались с главным конструктором и научным руководителем, так как руководство ЧАЭС неправомерно[7] считало их электрическими. Испытания должны были проводиться на мощности 700—1000 МВт (тепловых) 25 апреля 1986 года[8]. Примерно за сутки до аварии (около 3-4 часов 25 апреля) мощность реактора была снижена примерно до 50 % (1600 МВт), однако дальнейшее снижение мощности было запрещено диспетчером Киевэнерго из-за поломки на Южно-Украинской АЭС. Продолжение снижения мощности энергоблока было разрешено диспетчером в 23 часа, таким образом, длительное время активная зона находилась в режиме отравления ксеноном. 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. Вслед за этим персонал допустил ошибку, в результате которой мощность реактора начала быстро неконтролируемо снижаться. При этом мощность, регистрируемая внутризонными датчиками энерговыделений уменьшилась до значения не более 30 МВт (в соответствии с характеристиками этих датчиков, при таких значениях погрешность показаний приборов превышала показываемое значение, поэтому определить минимальный уровень затруднительно), мощность, регистрируемая боковыми ионизационными камерами — до нуля.[6][7]. Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни реактора)[6][9] через несколько минут добился начала её роста и в дальнейшем — стабилизации на уровне 160—200 МВт (тепловых). При быстром снижении мощности и последующей работе на уровне менее 200 МВт усиливалось отравление активной зоны реактора (см. «иодная яма»), что приводило к необходимости дополнительно извлекать регулирующие стержни из активной зоны. При этом большинство стержней СУЗ оказались на верхних концевиках. После достижения 200 МВт тепловой мощности были включены дополнительные главные циркуляционные насосы, которые, совместно с двумя дополнительно работающими насосами ПЭН, должны были служить нагрузкой для генераторов во время эксперимента. Увеличение расхода теплоносителя через реактор привело к уменьшению парообразования. В то же время 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 начала вскипания воды. Это создало неблагоприятные условия, в которых особенно сильно мог проявится положительный паровой коэффициент реактивности. 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 система управления успешно этому противодействовала, погружая регулирующие стержни в активную зону. Примерно в 1:23:39 зарегистрирована команда на остановку реактора. Известно, что была нажата кнопка аварийной защиты АЗ-5, однако время её нажатия является дискуссионным вопросом. Высказывается предположение, что нажатие было вызвано аварийной ситуацией — начавшимся разгоном[6] и произошло во время или после разрушения реактора, по другим утверждениям оно было предусмотрено заранее и выполнено в спокойной обстановке[9]. Группа INSAG, давая оценку нажатия кнопки АЗ, не делает строгих выводов ни о времени её нажатия, ни о цели нажатия. Следует отметить, что системы контроля реактора не предназначены для регистрации быстропротекающих процессов, поэтому по зарегистрированным данным сложно установить, начался ли разгон реактора до включения оператором аварийной защиты или после. По сформированной команде аварийной защиты реактора (что бы ни было её первопричиной) поглощающие стержни начали движение в активную зону, однако вследствие их неудачной конструкции (см. концевой эффект) и заниженного (не регламентного) оперативного запаса реактивности реактор не был заглушен: мощность реактора после секундного снижения начала быстро возрастать, зашкалив по всем измерительным приборам. Аварийный разгон сопровождался звуковыми эффектами (периодические удары с нарастающей амплитудой), мощными ударами, отключением света (включилось аварийное освещение)[6][10]. 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[11][6][10][9][7]. О точной последовательности процессов, которые привели к взрывам, не существует единого представления. В процессе неконтролируемого разгона реактора, сопровождавшегося ростом температур и давлений, были разрушены тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) и часть технологических каналов (см. РБМК), в которых эти ТВЭЛы находились. Пар из повреждённых каналов начал поступать в реакторное пространство, что вызвало его частичное разрушение, отрыв и подъём («отлёт») верхней плиты (схема «Елена») реактора и дальнейшее катастрофическое развитие аварии, в том числе выброс в окружающую среду материалов активной зоны. О первопричине неконтролируемого разгона реактора высказываются несколько различных мнений. Указывается, что таковой мог стать «концевой эффект», отключение «выбегающих» главных циркуляционных насосов или иные события. Высказывались также предположения, что взрыв, разрушивший реактор, имеет химическую природу, то есть взрыв водорода, который образовался в реакторе при высокой температуре в результате пароциркониевой реакции и ряда других процессов. По другой гипотезе, это взрыв чисто ядерной природы[12][13], то есть тепловой взрыв реактора в результате его разгона на мгновенных нейтронах, вызванного полным обезвоживанием активной зоны. Большой положительный паровой коэффициент реактивности делает такую версию аварии вполне вероятной. Наконец, существует версия, что взрыв — исключительно паровой. По этой версии все разрушения вызвал поток пара, выбросив из шахты значительную часть графита и топлива. А пиротехнические эффекты в виде «фейерверка вылетающих раскалённых и горящих фрагментов», которые наблюдали очевидцы — результат «возникновения пароциркониевой и других химических экзотермических реакций»[14][15]. [править] Причины аварии и расследование
Государственная комиссия, сформированная в СССР для расследования причин катастрофы, возложила основную ответственность за катастрофу на оперативный персонал и руководство ЧАЭС. Для исследования причин аварии МАГАТЭ создало консультативную группу, известную как Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (INSAG), которая, на основании материалов, предоставленных советской стороной, и устных высказываний специалистов (делегацию советских специалистов возглавил Легасов В. А., который не был «реакторщиком»), в своём отчёте 1986 года[16] также в целом поддержало эту точку зрения. Утверждалось, что авария явилась следствием маловероятного совпадения ряда нарушений правил и регламентов эксплуатационным персоналом, катастрофические последствия авария приобрела из-за того, что реактор был приведён в нерегламентное состояние[14][17]. В 1993 году INSAG опубликовал дополнительный отчёт[7], обновивший «ту часть доклада INSAG-1, в которой основное внимание уделено причинам аварии». Рассматривая новые источники информации, INSAG указал, что многие из них носят противоречивый характер, отметив, что «наиболее важными являются доклады двух советских комиссий, возглавляемых соответственно Н. А. Штейнбергом и А. А. Абагяном», которые включила в вышеназванный отчёт в виде приложений. Первая комиссия была составлена преимущественно из бывших работников ЧАЭС, вторая — из специалистов проектных организаций, а так же организаций осуществлявших эксплуатационную поддержку РБМК. В этом отчёте пересматриваются «некоторые детали сценария, представленного в INSAG-1»[7], а так же изменены некоторые «важные выводы»[7]. В том числе в INSAG-7 рассматривается эффект увеличения реактивности при аварийном останове реактора, информация по которому была подтверждена советской стороной в 1987 году[7][18]. Давая оценку своим взглядам, INSAG-7 отметил сочетание двух серьёзных проектных дефектов: неудачной конструкции стержней и положительной обратной связи по реактивности, отмечая при этом, что «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»[7]. Также в INSAG-7 было отмечено, что некоторые обвинения в адрес персонала, проводившего эксперимент, отражённые в INSAG-1, не соответствуют действительности, отмечая однако «довольно легкомысленное отношение к блокировке защиты реактора как технологического регламента по безопасности, так и операторов»[7]. Как и в ранее выпущенном отчёте INSAG-1, пристальное внимание в докладе INSAG уделяется недостаточной (на момент аварии) «культуре безопасности» на всех уровнях, включая проектирование, эксплуатацию, эксплуатационную поддержку и надзор за безопасной эксплуатацией. Окончательно, INSAG-7 сформировал осторожные выводы о причинах аварии, в том числе указывая на то, что: «Можно сказать, что авария явилась следствием низкой культуры безопасности не только на Чернобыльской АЭС, но и во всех советских проектных, эксплуатирующих и регулирующих организациях атомной энергетики, существовавших в то время», «Как указывается в INSAG-1, человеческий фактор следует по-прежнему считать основным элементом среди причин аварии» «Наибольшего осуждения заслуживает то, что неутверждённые изменения в программу испытаний были сразу же преднамеренно внесены на месте, хотя было известно, что установка находится совсем не в том состоянии, в котором она должна была находиться при проведении испытаний». INSAG обозначил ряд проблем, внёсших вклад в возникновение аварии: установка фактически не соответствовала действовавшим нормам безопасности во время проектирования и даже имела небезопасные конструктивные особенности; недостаточный анализ безопасности; недостаточное внимание к независимому рассмотрению безопасности; регламенты по эксплуатации надлежащим образом не обоснованы в анализе безопасности; недостаточный и неэффективный обмен важной информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками; недостаточное понимание персоналом аспектов их станции, связанных с безопасностью; неполное соблюдение персоналом формальных требований регламентов по эксплуатации и программы испытаний; недостаточно эффективный режим регулирования, оказавшийся не в состоянии противостоять требованиям производственной необходимости; общая недостаточность культуры безопасности в ядерных вопросах как на национальном, так и на местном уровне. Таким образом, основой аварии на ЧАЭС была признана «низкая культура безопасности не только на Чернобыльской АЭС, но и во всех советских проектных, эксплуатирующих и регулирующих организациях атомной энергетики, существовавших в то время». Под критику МАГАТЭ попали все организации, задействованные в то время в атомной энергетике, и входившие в Министерство энергетики СССР, Среднего машиностроения СССР и Госатомнадзора СССР, и пр. Ниже рассматриваются технические аспекты аварии, обусловленные в основном имевшими место недостатками реакторов РБМК, а так же нарушениями и ошибками, допущенными персоналом станции при проведении последнего для 4-го блока ЧАЭС эксперимента. [править] Недостатки реактора
Проведённый непосредственно после аварии анализ показал, что проектные материалы не воспроизводят катастрофическое развитие событий[6]. В то же время расчётным путём было выявлено, что аварийный разгон реактора воспроизводится при введении дополнительной реактивности со скоростью ~1.5 β за каждые 3 секунды. Позже был выявлен механизм введения этой реактивности — положительный паровой эффект реактивности. В дальнейшем было указано и на возможность реализации «концевого эффекта» в режиме срабатывания аварийной защиты на фоне нерегламентного оперативного запаса реактивности. После аварии эти недостатки были устранены (см. РБМК). [править] Положительный паровой коэффициент реактивности
Во время работы реактора через активную зону прокачивается вода, используемая в качестве теплоносителя. Внутри реактора она кипит, частично превращаясь в пар. Нейтронно-физическое состояние реактора зависит от плотности кипящего в реакторе теплоносителя. Эта зависимость была получена в проекте с использованием программы BPM, разработанной в ИАЭ [6] и использовалась при разработке систем управления мощностью и систем аварийной остановки реактора. Особенностью этой зависимости был положительное значение парового коэффициента реактивности в области малых паросодержаний и отрицательное — в области больших. Суммарный эффект реактивности обезвоживания активной зоны (то есть реактивность, вводимая в реактор при полном обезвоживании активной зоны) при этом оказывался отрицательным. Кроме того, быстрый мощностной коэффициент реактивности также оказывался отрицательным, что в соответствие с нормативными документами [19] отвечало требованиям по безопасности. Однако более тщательный анализ, выполненный после аварии на ЧАЭС, показал, что методика, используемая для оценки парового коэффициента реактивности, даёт неправильный результат в области малых паросодержаний, и коэффициент реактивности по паросодержанию положителен во всём диапазоне паросодержаний [6][7]. Более того, специфические условия, созданные непосредственно перед экспериментом (малое теплосодержание в активной зоне реактора, а так же малое значение оперативного запаса реактивности, ОЗР) могли привести к дополнительному увеличению парового коэффициента реактивности[20][21]. В итоге быстрый мощностной коэффициент реактивности также оказался положительным, что означало, что увеличение мощности способствует дальнейшему разгону реактора (без учёта работы системы управления и защиты, то есть без учёта перемещения поглощающих стержней), и предопределило возможность катастрофического разгона реактора. Послеаварийный анализ, проведённый в ИАЭ с использованием более совершенного метода Монте-Карло показал, что эффект обезвоживания активной зоны реактора вместо отрицательных значений может достигать от +4 до +5 β, что было подтверждено экспериментально в конце 1986 года при физическом пуске блоков Чернобыльской и Смоленской АЭС. [править] «Концевой эффект»
Специфическое состояние реакторной установки, как оказалось после аварии, создавало условия для проявления «концевого эффекта» — положительного выбега реактивности в момент начала погружения поглощающих стержней СУЗ в активную зону. Существование концевого эффекта было обнаружено на ЧАЭС в 1983 году во время физического пуска энергоблока. Выполненные тогда же исследования показали, что концевой эффект наблюдается при погружении в активную зону одиночных стержней с верхних концевиков, в случае массового ввода стержней (более 15-18 стержней РР) концевой эффект отсутствовал [22]. Исследования были проведены на реакторе, в котором было более 200 ДП. Каким же будет «концевой эффект» на выгоревшем реакторе без ДП экспериментально не проверялось. Для предотвращения концевого эффекта организация Главного конструктора предложила ряд мер[23]. К сожалению, на момент аварии эти предложения не были реализованы. Таким образом, к моменту аварии сущность «концевого эффекта», его причины и условия реализации были известны. Анализ, проведённый непосредственно после аварии (по доаварийным методикам) показал, что для реализации концевого эффекта требуется сильный перекос поля (в 3 раза). Однако из анализа данных, зарегистрированных программой ПРИЗМА непосредственно перед началом эксперимента, следовало, что такого сильного перекоса перед аварией не было. Более тщательное изучение «концевого эффекта» показало, что некоторые факторы, влияющие на возможность реализации «концевого эффекта», были недооценены. В частности, возможность введения положительной реактивности возникала при M-образном виде нейтронного поля по высоте реактора. Выполненные оценки показали, что при положительном эффекте обезвоживания 4—5 β, только концевой эффект не вызывает катастрофического роста реактивности. В то же время, анализ с изменённым в пределах погрешности измерения видом поля (подогнанным к наиболее неблагоприятной форме) показал осуществимость аварии [24]. Таким образом, концевой эффект мог способствовать катастрофическому развитию аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года. Из зарегистрированных данных известно, что непосредственно до катастрофы реактор имел недопустимо низкий оперативный запас реактивности, и, таким образом, большинство стержней СУЗ находились на верхних концевиках. В этом случае массовый ввод стержней СУЗ в активную зону мог привести к вводу положительной некомпенсируемой реактивности (по разным оценкам от 0,3 до 1,1 β). Так или иначе, концевой эффект препятствовал заглушению реактора стержнями СУЗ в течение первых секунд (до 5-6) после формирования соответствующей команды. [править] Ошибки операторов
В процессе подготовки и проведения эксперимента эксплуатационным персоналом был допущен ряд нарушений и ошибок, часть из которых не имела последствий, часть — предопределила катастрофу. Непосредственно после аварии это позволило возложить практически всю ответственность за аварию на персонал, осуществлявший эксперимент, однако уже начиная с конца 1986 года стали учитываться и данные об описанных выше неудовлетворительных свойствах РБМК. Помимо нарушений условий нормальной эксплуатации, отключения элементов систем безопасности и нарушения технологических процедур (то есть нарушений документа «верхнего уровня» для АЭС — технологического регламента), отмечается и опасное ведение технологического процесса, которое можно охарактеризовать как работа «на грани фола». Так, первоначально отмечалось[25], что оперативный персонал допустил следующие наиболее значимые нарушения: Снижение оперативного запаса реактивности существенно ниже допустимого значения; Провал мощности реактора существенно ниже запланированного программой; Включение в работу всех главных циркуляционных насосов (ГЦН) с превышением расхода через ГЦН выше регламентного значения; Блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух турбогенераторов; Блокировка защиты по уровню воды в барабанах-сепараторах (БС); Блокировка защиты по давлению пара в БС; Отключение системы аварийного расхолаживания. При работе над ИНСАГ-1 специалисты МАГАТЭ, рассмотрев материалы, предоставленные советской стороной, а также основываясь на устных высказываниях советских специалистов (делегацию советских специалистов возглавлял Легасов В. А., который не был специалистом по реакторным установкам), расширили список нарушений, дополнив его, в том числе, не подтверждёнными документально нарушениями. В 1991 году комиссия Госатомнадзора, возглавляемая бывшим сотрудником ЧАЭС Штейнбергом и включавшая в себя в основном бывших работников ЧАЭС, пересмотрела некоторые вопросы о нарушениях, допущенных персоналом, отмеченных в ИНСАГ-1. Как указывалось выше, данная работа была включена в виде приложения в ИНСАГ-7, и известна как доклад «комиссии Штейнберга». По мнению комиссии Штейнберга некоторые нарушения, приписываемые персоналу, либо не являлись таковыми, либо не могли повлиять на развитие аварии: Одновременное включение восьми ГЦН, блокировка защиты по сигналу остановки двух ТГ не нарушали действовавших на момент аварии инструкций. Превышение расхода через ГЦН было подтверждено, но было отмечено, что оно не привело к их отказу (так называемому кавитационному срыву). Защита по давлению в БС не отключалась, была изменена уставка её срабатывания (одно из двух значений уставки может быть выбрано оператором) Блокировка системы аварийного расхолаживания (не повлияла на протекание аварии). Было подтверждено, что отключение защиты по уровню воды в БС являлось нарушением, но, по мнению комиссии, оно не повлияло на развитие аварии. Кроме того, комиссия возглавляемая Штейнбергом, указала, что значение ОЗР не выводилось оперативно на БЩУ. Требовалось осуществить несколько операций, чтобы рассчитать и получить этот параметр, поэтому оперативный персонал мог не заметить вовремя его снижение ниже разрешённого значения. Отметила комиссия и то, что проект не предусматривал ОЗР в качестве параметра, по которому должна быть обеспечена «сигнализация, не говоря уже об аварийной защите при достижении этим параметром предельных значений». Кроме того, по мнению комиссии Штейнберга, технологические защиты (по уровню в барабан-сепараторах и другие) не следует рассматривать как имеющие отношения к непосредственно реактору: «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»[26]. Так же в доклад ИНСАГ-7 был включен доклад комиссии, включавшей в себя сотрудников ВНИИАЭС, а также НИКИЭТ, ИАЭ и других организаций (в ИНСАГ-7 она позиционируется как комиссия, возглавляемая директором ВНИИАЭС Агобяном). Этот доклад, нацеленный в основном на технические аспекты аварии, в отличие от комиссии Штейнберга, не содержит анализа действий оперативного персонала. Тем не менее, этот доклад указывает на следующие примеры опасной работы: неудовлетворительная, с современной точки зрения, регламентация мер безопасности в программе испытаний; высокий расход теплоносителя через реактор при низком расходе питательной воды, что приводило к малому недогреву теплоносителя до температуры кипения на входе в активную зону и низкому паросодержанию в активной зоне. Комиссией указывается, что оба этих фактора напрямую влияли на масштаб проявившихся при испытаниях эффектов. Таким образом, наиболее существенными ошибками оперативного персонала следует назвать: трактовка предполагаемых испытаний как электрических [27]; ненадлежащая подготовка программы испытаний, в том числе в части регламентации мер безопасности [28]; существенные отклонения от программы на стадии подготовки к эксперименту и его проведения[7]; отключение систем безопасности, в том числе аварийных защит реактора[7]; нарушение условий нормальной эксплуатации реактора в процессе подготовки и проведения эксперимента[7]; проведение эксперимента на незаглушенном реакторе, находящемся в нерегламентном состоянии[7]; [править] Роль оперативного запаса реактивности
Глубины погружения управляющих стержней (в сантиметрах) на момент времени 1 ч 22 мин 30 с[29]
При анализе развития аварии на ЧАЭС большое внимание уделяется оперативному запасу реактивности (ОЗР). Значение этого параметра указывает значение реактивности, вносимое в реактор стержнями системы управления и защиты. Высокое значение оперативного запаса реактивности означает «увеличенную» долю нейтронов, поглощаемую поглощающими стрежнями, что неблагоприятно с точки зрения их использования, поскольку эти нейтроны могли бы осуществить реакцию деления и произвести энергию. 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 СУЗ. В то же время, на реакторах РБМК низкое значение ОЗР приводило к снижению пространственной устойчивости реактора и увеличению положительного парового коэффициента реактивности, что было описано в проектных материалах [21]. Кроме этого, как оказалось после аварии, создались условия для увеличения мощности в первые секунды после срабатывания аварийной защиты из-за «концевого эффекта» стержней. В технологическом регламенте 4 блока ЧАЭС существовало два ограничения на работу с низким ОЗР. Первое, составлявшее 26 эффективных стержней ручного регулирования (РР), допускало работу реактора с разрешения главного инженера станции. Второе — 15 эфф. стержней РР требовало немедленного заглушения реактора. Начиная со снижения мощности со 100 % до 50 % началось отравление активной зоны ксеноном, в результате которого оперативный персонал регистрировал снижение ОЗР. В оперативном журнале было указано разрешение главного инженера станции на работу со значением ОЗР ниже 26 ст. РР. Однако после стабилизации мощности на уровне 50 % ОЗР продолжил своё снижение, достигнув на несколько часов значений ≈13 ст. РР (позднее высказывались предположения, что причиной столь малого значения были сбои в программе ПРИЗМА). Несмотря на указанное в Техническом регламенте требование немедленного заглушения реактора, реактор заглушен не был — в течение 25-го числа пик отравления был пройден и ОЗР возрос до значений в диапазоне 15-26 ст. РР. Дальнейшее снижение мощности до 700—500 МВт 26 апреля, кратковременная остановка, и последующая работа на 200 вновь увеличили отравление, что существенно снижало ОЗР [30]. Увеличенный расход теплоносителя через реактор так же приводил к снижению оперативного запаса реактивности. В результате непосредственно перед проведением эксперимента (1:22:30 то есть за 2 минуты до начала эксперимента) значение ОЗР, рассчитанное по «стандартному» полю энерговыделения составило ≈2 эфф. стержня РР (≈7 эфф. стержня РР при расчёте по полю, восстановленному по данным, записанными незадолго до аварии). [