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.
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 Белоруссии. 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. Подход к интерпретации фактов и обстоятельств аварии менялся с течением времени и полностью единого мнения нет до сих пор.
Примерно в 1:24 26 апреля 1986 года на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошёл взрыв, который полностью разрушил реактор. Здание энергоблока частично обрушилось, при этом погибло 2 человека - оператор насосов ГЦН Валерий Ходемчук (тело до сих пор не найдено, завалено под обломками двух 130-тонных барабан-сепараторов), и сотрудника пуско-наладочного предприятия Владимира Шашенка (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. 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).
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, испытания оборудования, а также могут проводиться не предусмотренные регламентом (но обязательно согласованные с другими организациями) эксперименты. В этот раз целью одного из них была экспериментальная проверка возможности использования кинетической энергии ротора турбогенератора для обеспечения электропитанием питательных и главных циркуляционных насосов до запуска аварийных источников электропитания (дизель-генераторов) в случае аварийного обесточивания. Дело в том, что в случае обесточивания основных потребителей электротока станции происходит отключение питательных насосов (подающих питательную воду в реактор) и главных циркуляционных насосов (обеспечивающих циркуляцию теплоносителя через активную зону), в течение 1/2 секунды отсекается поступление пара в турбину. Несмотря на прекращение подачи пара на турбину, её ротор продолжает некоторое время вращаться по инерции, что позволяет, в принципе, некоторое время генератору турбины давать электроток, которым можно поддерживать работу насосов, избежав, таким образом, их немедленного отключения. Такой режим работы не был штатным для АЭС, не был отработан и нигде не применялся. Более того, аналогичные эксперименты, проведённые на ЧАЭС в 1982, 1984 и 1985 годах, заканчивались неудачно - существовавшие характеристики системы возбуждения генераторов не позволяли удерживать магнитное поле, возникавшее на длительное время в процессе выбега турбогенератора. Испытания считались руководством ЧАЭС чисто электрическими, поэтому не согласовывались с генеральным проектировщиком, главным конструктором и научным руководителем.
Испытания должны были проводиться на мощности 700-1000 МВт (тепловых) 25-го апреля 1986 года. Примерно за сутки до аварии (около 3-4 часов 25.04.86) мощность реактора была снижена примерно до 50 % (1600 МВт), однако дальнейшее снижение мощности было запрещено диспетчером Киев-Энерго из-за поломки на Южно-Украинской АЭС. Продолжение снижения мощности энергоблока было разрешено диспетчером в 23 часа 25.04.86, 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), однако по неустановленной причине оперативный персонал продолжил снижать мощность и, достигнув примерно 500 МВт (тепловых), допустил ошибку, в результате которой мощность реактора начала быстро снижаться. При этом тепловая мощность снизилась до 30 МВт (по другим приборам - до нулевой отметки). Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни реактора) через несколько минут добился начала её роста и в дальнейшем - стабилизации на уровне 160-200 МВт (тепловых). При этом большинство стержней СУЗ оказались на верхних концевиках, пониженное значение оперативного запаса реактивности препятствовало дальнейшему подъёму мощности реактора. При быстром снижении мощности и последующей работе на уровне менее 200 МВт усиливалось отравление активной зоны реактора изотопом ксенона-135, что приводило к необходимости дополнительно извлекать регулирующие стержни из активной зоны.
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. Увеличившийся расход теплоносителя через реактор вызвал повышение температуры теплоносителя на входе в активную зону, которая приблизилась к температуре начала вскипания воды.
В 1:23:04 начался эксперимент. Из-за снижения оборотов насосов, подключённых к «выбегающему» генератору, и положительного парового коэффициента реактивности, реактор испытывал тенденцию к увеличению мощности (вводилась положительная реактивность), однако в течение почти всего времени эксперимента система управления успешно этому противодействовала, непрерывно погружая регулирующие стержни в активную зону. Примерно в 1:23:39 сформировалась команда на остановку реактора (зарегистрировано по телетайпу). В течение 2х секунд команда была «снята» и сформировалась вновь по разгону реактора (зарегистрирована ДРЕГ в 1:23:41).
Известно, что была нажата кнопка аварийной защиты, однако время её нажатия является дискуссионным вопросом. Существуют утверждения, что нажатие было вызвано начавшимися разгоном, произошло фактически во время разрушения реактора, по другим утверждениям - предусмотрено заранее и выполнено в спокойной обстановке, хотя в программе испытаний об остановке реактора не упоминается. 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 (АЗ-5, что бы ни было её первопричиной) поглощающие стержни начали движение в активную зону, однако вследствие их неудачной конструкции 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). 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. О первопричине неконтролируемого разгона реактора высказываются несколько различных мнений. Указывается, что таковой мог стать «концевой эффект» или непредвиденное вскипание теплоносителя, например, вследствие его подкипания в канавках ЗРК (кавитация на ЗРК) или отключения «выбегающих» главных циркуляционных насосов. Эти насосы могли отключиться внутренними защитами, неучтёнными в программе эксперимента (например: по снижению частоты, напряжения или расхода через насос), вызвав рост паросодержания.
О точной последовательности процессов, которые привели к взрывам, не существует единого представления. Общепризнано, что в процессе неконтролируемого разгона реактора, сопровождавшегося ростом температур и давлений, были разрушены тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) и часть технологических каналов, 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 реактора и дальнейшее катастрофическое развитие аварии, в том числе выброс в окружающую среду материалов активной зоны.
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, 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».
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, в своём отчёте 1986 года, 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.
В 1993 году INSAG опубликовал дополнительный отчёт, обновивший «ту часть доклада INSAG-1, в которой основное внимание уделено причинам аварии». Рассматривая новые источники информации, INSAG указал, что многие из них носят противоречивых 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», а так же изменены некоторые «важные выводы».
В том числе в INSAG-7 рассматривает эффект увеличения реактивности при аварийном останове реактора, информация по которому была подтверждена советской стороной в 1987 году. 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». 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».
Как и в ранее выпущенном отчёте INSAG-1, пристальное внимание в докладе ИНСАГ 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».
ИНСАГ 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», таким образом под критику МАГАТЭ попали все организации задействованные в то время в атомной энергетике, и входящие 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.
Недостатки реактора.
Проведённый непосредственно после аварии анализ показал, что проектные материалы не воспроизводят катастрофическое развитие событий. В то же время расчётным путём было выявлено, что аварийный разгон реактора воспроизводится при введении дополнительной реактивности со скоростью ~1.5 ? за каждые 3 секунды. Позже был выявлен механизм введения этой реактивности - положительный паровой эффект реактивности. В дальнейшем было указано и на реализацию «концевого эффекта» в режиме срабатывания аварийной защиты на фоне нерегламентного оперативного запаса реактивности.
INSAG-7 отметил, что «Реактор РБМК-1000 с его проектными характеристиками и конструктивными особенностями по состоянию на 26 апреля 1986 г. обладал столь серьёзными несоответствиями требованиям норм и правил по безопасности, что эксплуатация его стала возможной лишь в условиях недостаточного уровня культуры безопасности в стране». После аварии эти недостатки были полностью устранены.
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 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 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. Более того, специфические условия, созданные непосредственно перед экспериментом (малое теплосодержание в активной зоне реактора, а так же малое значение ОЗР) могли привести к дополнительному увеличению парового коэффициента реактивности. В итоге быстрый мощностной коэффициент реактивности так же 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 ?, что было подтверждено экспериментально в конце 1986 года при физическом пуске блоков Чернобыльской и Смоленской АЭС.
«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. 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.
Однако 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 ?, 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.
Таким образом, концевой эффект мог способствовать катастрофическому развитию аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года, поскольку 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 некомпенсируемой реактивности (по разным оценкам от 0,3 до 1,1 ?). Так или иначе, концевой эффект препятствовал заглушению реактора стержнями СУЗ в течение первых секунд (до 5-6) после формирования соответствующей команды.
Ошибки операторов.
В процессе подготовки и проведения эксперимента эксплуатационным персоналом был допущен ряд нарушений и ошибок, часть из которых не имела последствий. 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 нарушении 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, в первоначальном докладе отмечалось, что оперативный персонал допустил следующие наиболее значимые нарушения:
1. снижение оперативного запаса реактивности существенно ниже допустимого значения;
2. провал мощности реактора существенно ниже запланированного программой;
3. включение в работу всех главных циркуляционных насосов (ГЦН) с превышением расхода через ГЦН выше регламентного значения;
4. блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух турбогенераторов;
5. блокировка защиты по уровню воды в баках-сепараторах (БС);
6. блокировка защиты по давлению пара в БС;
7. отключение системы аварийного расхолаживания.
При работе над ИНСАГ-1 специалисты МАГАТЭ, рассмотрев материалы, предоставленные советской стороной, а также основываясь на устных высказываниях советских специалистов, 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 вошла в виде приложения в ИНСАГ-7. В том числе указывалось, что некоторые нарушения, приписываемые персоналу, либо не являлись таковыми, либо не могли повлиять на развитие аварии:
1. 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).
2. Защита по давлению в БС не отключалась, была изменена уставка её срабатывания (одно из двух значений уставки может быть выбрано оператором)
3. Блокировка системы аварийного расхолаживания (не повлияла на протекание аварии).
4. Было подтверждено, что отключение защиты по уровню воды в БС являлось нарушением, но, по мнению комиссии, оно не повлияло на развитие аварии.
Кроме того указано, что операторы не знали о снижении ОЗР ниже допустимого предела, а также что проектные материалы и научно-исследовательские работы, выполненные в обоснование проекта, не предусматривали ОЗР в качестве параметра, по которому должна быть обеспечена сигнализация, не говоря уже об аварийной защите при достижении этим параметром предельных значений.
«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».
В качестве примера опасной работы можно указать на:
-увеличение расхода теплоносителя через реактор (включение 4х ГЦН в каждой насосной на низком уровне мощности);
-увеличение напора питательной воды (включение 4х питательных насосов на низком уровне мощности);
-подача питательной воды на низком уровне мощности через не предназначенные для этого клапаны основного диапазона работы.
Роль оперативного запаса реактивности.
Глубины погружения управляющих стержней (в сантиметрах) на момент времени 1 ч 22 мин 30 с. При анализе развития аварии на ЧАЭС большое внимание уделяется оперативному запасу реактивности. 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. Кроме этого 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. 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 МВт 26 апреля, кратковременная остановка, и последующая работа на 200 вновь увеличили отравление, что существенно снижало ОЗР. Увеличенный расход теплоносителя через реактор так же приводил к снижению оперативного запаса реактивности. В результате непосредственно перед проведением 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).
Версии причин аварии.
В разное время выдвигались различные версии для объяснения причин чернобыльской аварии. Специалисты предлагали разные гипотезы о том, что привело к скачку мощности. Среди причин назывались: так называемый «срыв» циркуляционных насосов (нарушение их работы в результате кавитации), вызванный превышением допустимого расхода воды, разрыв трубопроводов большого сечения и другие. Рассматривались также различные сценарии того, как конкретно развивались процессы, приведшие к разрушению реактора после скачка мощности, и что происходило с топливом после этого. Некоторые из версий были опровергнуты исследованиями, проведёнными в последующие годы, другие остаются актуальными до сих пор. Хотя среди специалистов существует консенсус по вопросу о главных причинах аварии, некоторые детали до сих пор остаются неясными. Важность этих деталей обуславливается оценками выброшенного в течение аварии топлива и радиоактивных материалов в окружающую среду, а следовательно, и необходимыми масштабами работ по ликвидации аварии (например, сооружение объектов «Укрытие-2»). Рассмотрение причин осложняется и определённым моральным аспектом: как указала ИНСАГ, катастрофа стала возможной вследствие низкой культуры безопасности всех организаций СССР, задействованных в атомной энергетике, в том числе эксплуатирующей, надзорной, организаций, разработавших реактор и АЭС, а также организаций, осуществлявших поддержку эксплуатации АЭС. Таким образом, судить о причинах и следствиях аварии приходится специалистам, чьи организации (в силу признания низкой культуры безопасности) прямо или косвенно несут часть ответственности за аварию.
Достаточно интересной является дискуссия о первопричине аварийного разгона. Высказываются несколько версий:
1. Кавитация ГЦН, вызвавшая отключение ГЦН и интенсификацию процесса парообразования с введением положительной реактивности.
2. Кавитация на ЗРК, вызвавшая поступление дополнительного пара в активную зону с введением положительной реактивности.
3. Отключение ГЦН собственными защитами, вызвавшее интенсификацию процесса парообразования с введением положительной реактивности.
4. Срабатывание аварийной защиты, вызвавшее введение положительной реактивности.
Версия о кавитации теплоносителя на ЗРК основывается на расчётных исследованиях, показавших, что при температуре теплоносителя на входе в реактор, незначительно отличающейся от температуры кипения (что было осуществлено персоналом путём работы на низкой мощности и избыточным расходом теплоносителя через реактор), возможно подкипание теплоносителя в бороздках ЗРК, и образующийся пар, увлекаемый расходом теплоносителя, мог попадать в активную зону, существенно изменяя поля энерговыделения в наиболее опасный период аварии.
Кавитация или отключение ГЦН собственными защитами приводило бы к быстрому снижению расхода теплоносителя через реактор, что, с учётом подходящего фронта более горячей воды (из-за фактического прекращения подпитки реактора водой незадолго до аварии), могло вызвать интенсивное парообразование в активной зоне, послужившее «запалом» аварийного разгона.
Высказываются предположения, что взрыв является результатом диверсии, по какой-то причине скрытой властями. Сторонники этой версии, в частности, упоминают о том, что разрушенный блок был сфотографирован американским спутником, который, по их мнению, оказался слишком точно и в нужный момент на нужной орбите над ЧАЭС[источник не указан 168 дней]. Как и любую другую «теорию заговора», эту версию трудно опровергнуть, так как любые факты, которые в неё не укладываются, объявляются сфальсифицированными. Из-за аварии был выведен из строя секретный объект Чернобыль-2 или Загоризонтная РЛС Дуга-1 (объект был выведен из строя из-за приближенности к АЭС и высокого уровня радиации после аварии).
Ещё одна версия, получившая широкую известность, объясняет аварию локальным землетрясением. В качестве обоснования ссылаются на сейсмический толчок, зафиксированный примерно в момент аварии. Сторонники этой версии утверждают, что толчок был зарегистрирован до, а не в момент взрыва (это утверждение оспаривается), а сильная вибрация, предшествовавшая катастрофе, могла быть вызвана не процессами внутри реактора, а землетрясением. Причиной того, что соседний третий блок не пострадал, они считают тот факт, что испытания проводились только на 4-м энергоблоке. Сотрудники АЭС, находившиеся на других блоках, никаких вибраций не почувствовали.
Существует версия, что причиной аварийного разгона является нажатие кнопки АЗ-5 и начало введения стержней управления и защиты в активную зону. Указывается, что в этом случае одной реактивности, вводимой за счёт концевого эффекта, хватило бы на аварийный разгон и разрушение реактора. Данная версия была предложена сотрудниками ведомств, подчинённых министерству энергетики СССР, которое эксплуатировало Чернобыльскую АЭС. Прямые расчёты опровергали такое развитие событий. Впрочем, дополнительные расчёты, с исходными данными, подогнанными под наиболее неблагоприятный случай, показывали принципиальную осуществимость такого сценария.
По версии, предложенной К. П. Чечеровым, взрыв имел ядерную природу. Причём основная энергия взрыва высвободилась не в шахте реактора, а в пространстве реакторного зала, куда активная зона вместе с крышкой реактора и загрузочно-разгрузочной машиной была поднята, по его предположению, реактивной силой, создаваемой паром, вырывающимся из разорванных каналов. За этим последовало падение крышки реактора в шахту. Последовавший в результате этого удар был интерпретирован очевидцами как второй взрыв. Эта версия была предложена для того, чтобы объяснить отсутствие топлива внутри «саркофага». По данным послеаварийных исследований, в шахте реактора, подреакторных и других помещениях было обнаружено не более 10 % ядерного топлива, находившегося в реакторе. На территории станции ядерного топлива также не было обнаружено, однако было найдено множество фрагментов циркониевых трубок длиной в несколько сантиметров с характерными повреждениями - как будто они были разорваны изнутри. Однако существует мнение, что внутри саркофага находится около 95 % топлива.
Особое место среди подобных версий занимает версия, представленная сотрудником Межотраслевого научно-технического центра «Укрытие» Национальной Академии Наук Украины Б. И. Горбачёвым. По этой версии, взрыв произошёл из-за того, что операторы при подъёме мощности после её провала извлекли слишком много управляющих стержней и заблокировали аварийную защиту, которая мешала им быстро поднимать мощность. При этом они якобы не заметили, что мощность начала расти, что привело в итоге к разгону реактора на мгновенных нейтронах.
По версии Б. И. Горбачёва, в отношении первичных исходных данных, используемых для анализа всеми техническими экспертами, был совершён подлог (при этом он сам выборочно использует эти данные). И он считает, что на самом деле хронология и последовательность событий аварии были другими. Так, например, по его хронологии взрыв реактора произошёл за 25-30 секунд до нажатия кнопки аварийной защиты (АЗ-5), а не через 6-10 секунд после, как считают все остальные. Нажатие кнопки АЗ-5 Б. И. Горбачёв совмещает в точности со вторым взрывом, который для этого переносится им на 10 секунд назад. По его версии, этот второй взрыв был взрывом водорода, и он зарегистрирован сейсмическими станциями как слабое землетрясение.
Версия Б. И. Горбачёва содержит очевидные специалистам внутренние нестыковки, не согласуется с физикой процессов, протекающих в ядерном реакторе, и противоречит зарегистрированным фактам.
Согласно ещё одной версии, причиной взрыва могла быть искусственная шаровая молния, возникшая при проведении электротехнических испытаний в 1:23:04, которая проникла в активную зону реактора и вывела его из штатного режима. Автор гипотезы утверждает, что ему удалось установить природу шаровой молнии и объяснить многие её загадочные свойства, в частности, способность двигаться с большой скоростью. Он утверждает, что возникшая шаровая молния могла в доли секунды проникнуть по паропроводу в активную зону реактора.
Последствия аварии.
Непосредственно во время взрыва на четвёртом энергоблоке погиб один человек, ещё один скончался в тот же день от полученных ожогов. У 134 сотрудников ЧАЭС и членов спасательных команд, находившихся на станции во время взрыва, развилась лучевая болезнь, 28 из них умерли.
В 1.24 ночи на пульт дежурного СПЧ-2 (по охране ЧАЭС) поступил сигнал о возгорании на АЭС. К станции выехал дежурный караул пожарной части во главе с лейтенантом внутренней службы Правиком (14 человек на Зил-131). Приняв руководство тушением пожара на себя, по рации передал сообщение на пульт дежурного пожарной части по охране г.Припяти (СВПЧ-6) о помощи. Из этой пожарной части прибыл лейтенант Кибенок также с дежурным караулом (10 человек). По цепочке было передано сообщение о возгорании высокого номера сложности, по которому к станции должны прибыть пожарные подразделения Киевской и близлежащих областей. Руководство тушением пожара взял на себя прибывший на станцию майор Телятников. После прибытия первого караула началось тушение пожара на крыше машинного зала, реакторном зале. Серьезнее всего пострадали пожарные тушившие реакторный зал. К 4 часам утра пожар был локализован на крыше машинного зала. К 6 часам утра был затушен. Всего принимало участие в тушении пожара 69 человек личного состава и 14 единиц техники. Наличие высокого уровня радиации было достоверно установлено только к 3.30.
Пожарные не дали огню перекинуться на 3 блок (у 3 с 4 блоком единые переходы). Из средств защиты у пожарных была только боевка (брезентовая роба), каска и руковицы. В противогазах КИП-5 было невозможно работать из-за высокой температуры горения[источник?]. Их пожарные поснимали в первые 10 минут. Вместо огнестойкого покрытия (как было положено по инструкции) крыша машинного зала была залита обычным горючим битумом. Примерно к 2 часам ночи появились первые пораженные из числа пожарных. У пораженных стала проявляться слабость, рвота, "ядерный загар", после снятия рукавиц снималась и кожа с рук[источник?]. Помощь им оказывали на месте (медпункт станции), потом переправляли в городскую больницу Припяти. Практически не пострадали водители пожарных автомобилей. 27 апреля первую группу пораженных (28 человек) отправили самолетом в Москву (6-я радиологическая больница). Лейтенантам В. Н. Кибенок и В. П. Правик посмертно было присвоено звание Героя Советского Союза. Пожарные Титенок, Тищура, Игнатенко и др. сражавшиеся с огнем в реакторном зале посмертно были награждены орденами и медалями.
Из двух имевшихся приборов на 1000 рентген в час один вышел из строя, а другой оказался недоступен из-за возникших завалов. Поэтому в первые часы аварии были неизвестны реальные уровни радиации в помещениях блока и вокруг него. Неясным было и состояние реактора.
Покинутые дома в прилегающих селениях.
В первые часы после аварии, многие, по-видимому, не сознавали, насколько сильно повреждён реактор, поэтому было принято ошибочное решение обеспечить подачу воды в активную зону реактора для её охлаждения. Эти усилия были бесполезными, так как и трубопроводы и сама активная зона были разрушены, но они требовали ведения работ в зонах с высокой радиацией. Другие действия персонала станции, такие как тушение локальных очагов пожаров в помещениях станции, меры, направленные на предотвращение возможного взрыва водорода, и др., напротив, были необходимыми. Возможно, они предотвратили ещё более серьёзные последствия. При выполнении этих работ многие сотрудники станции получили большие дозы радиации, а некоторые даже смертельные. В их числе оказались начальник смены блока А. Акимов и оператор Л. Топтунов, управлявшие реактором во время аварии. Выброс привёл к гибели деревьев рядом с АЭС на площади около 10 км.
Информирование и эвакуация населения.
Первое официальное сообщение было сделано по телевидению 28 апреля. В довольно сухом сообщении сообщалось о факте аварии и двух погибших, об истинных масштабах катастрофы стали сообщать позже.
После оценки масштабов радиоактивного загрязнения стало понятно, что потребуется эвакуация города Припять, которая была проведена 27 апреля. В первые дни после аварии было эвакуировано население 10-километровой зоны. В последующие дни было эвакуировано население других населённых пунктов 30-километровой зоны. Запрещалось брать с собой вещи, многие были эвакуированы в домашней одежде. Чтобы не раздувать панику, сообщалось, что эвакуированные вернутся домой через три дня. Домашних животных с собой брать не разрешали (впоследствии они были расстреляны).
Безопасные пути движения колонн эвакуированного населения определялись с учётом уже полученных данных радиационной разведки. Несмотря на это, ни 26, ни 27 апреля жителей не предупредили о существующей опасности и не дали никаких рекомендаций о том, как следует себя вести, чтобы уменьшить влияние радиоактивного загрязнения.
В то время, как все иностранные средства массовой информации говорили об угрозе для жизни людей, а на экранах телевизоров демонстрировалась карта воздушных потоков в Центральной и Восточной Европе, в Киеве и других городах Украины и Белоруссии проводились праздничные демонстрации и гуляния, посвящённые Первомаю. Лица, ответственные за утаивание информации, объясняли впоследствии своё решение необходимостью предотвратить панику среди населения.
