RUSENGОтветы на вопросы 
FAQ

Вопрос 1:Какую роль в Чернобыльской аварии сыграл эксперимент? Был ли он причиной аварии?

Эксперимент никак нельзя считать причиной аварии. Если бы испытание выбега турбогенератора проводилось в точности по программе, то авария на ЧАЭС 26-го апреля 1986 г не произошла. И наоборот, такая авария на реакторе РБМК могла бы случится в любой другой момент без всякого эксперимента при определенном стечении обстоятельств, так как её причина была заложена в конструкции и физике реактора.
Другое дело, что возникает вопрос, зачем вообще нужен выбег ТГ. И если это проектный режим, то почему его не проверяли на всех блоках с РБМК при их вводе в эксплуатацию?

Вопрос 2:Какова достоверность данных об аварии, приведенных на сайте, откуда они?

Все эти данные взяты из первичной информации, зарегистрированной штатными датчиками системы контроля и управления, и имевшейся в распоряжении ВНИИАЭС. Подлинность первичной информации сомнению не подлежит, и поэтому следует говорить не о её достоверности, а лишь о точности регистрации (и возможных в принципе ошибках при её прочтении).
Точность регистрации (по времени) зависит от типа регистрирующего прибора (и его настройки) и различна для различных данных. Данные, которые регистрировались только на лентах самописцев (или в оперативных журналах), зарегистрированы с разрешением по времени порядка 1 мин. А это, например, мощность реактора и положения стержней АР. Данные, записанные на магнитную ленту программой ДРЕГ вычислительного комплекса системы контроля и управления СКАЛА, имеют разрешение по времени 1-2 сек. Имеются также данные, записанные на ленту шлейфовых осцилографов, которые были специально установлены для проведении испытаний выбега. Эти данные зарегистрированы с разрешением по времени менее 0,1 сек.
Точности регистрации 1 мин достаточно для анализа медленных процессов, протекавших до начала выбега (до 1:23:00), но недостаточно для анализа изменения параметров во время выбега, для этого необходима информация ДРЕГ. Для самого аварийного процесса, начавшегося с нажатия кнопки АЗ-5 и этого недостаточно, и лишь осцилограммы выбега имеют разрешение по времени, достаточное для анализа процессов после 1:23:40.Что касается ошибок при прочтении первичной информации, то пока таковых не обнаружено. Та информация, которая прочитана во всех трех организациях ИАЭ им. И.В.Курчатова, НИКИЭТ и ВНИИАЭС, участвовавших в расследовании аварии, полностью совпадает. Совпадают и все опубликованные фактические данные (включая настоящий сайт, и книги Н.В.Карпана и А.С.Дятлова).

Но есть одно важное замечание. Во ВНИИАЭС не делалось попыток расшифровать запись мощности и положения стержней АР за время трех-четырех последних минут (после 1:20:00). Посчитали, что сделать это для данных, которые должны быть известны каждую секунду, но зарегистрированы с разрешением по времени в 1 мин, невозможно. График, который приведен на сайте, и совпадающие с ним данные в книге Карпана (и в других публикациях), это результат "расшифровки" проведенной в ИАЭ. Он взят (как очевидно и все другие публикации) из доклада советских экспертов в МАГАТЕ в августе 1986 г. [Э2]

Вопрос 3:Почему была нажата кнопка аварийной защиты? Какая ситуация была непосредственно перед этим?

Причина, по которой была нажата кнопка АЗ-5 в 1ч 23мин 40 сек, так же как и то, почему она не была нажата на 35 сек раньше, одновременно с началом выбега, достоверно не установлена. На этот счет могут быть только разные предположения (подробности см. здесь). Однозначно можно сказать только одно, по смыслу программы эксперимента испытание выбега должно было проходить на заглушенном реакторе.

Вопрос 4:Какой момент времени можно считать началом авария, и что в этот момент произошло?

Существует точное понятие - «исходное событие аварии». Этим исходным событием в случае Чернобыльской аварии по данным, зафиксированным на магнитной ленте системы централизованного контроля СКАЛА, является нажатие кнопки аварийной защиты реактора (АЗ-5) в 1:23:39 , 26.04.1986. Сразу после этого (в течение трех секунд) мощность реактора резко и неконтролируемо возросла с дальнейшими катастрофическими последствиями. Такое стало возможным из-за ошибочной конструкции стержней СУЗ и просчетов в выборе физических характеристик при проектировании реактора. В определенном режиме работы, какой был реализован во время выполнении программы испытаний выбега, срабатывание аварийной защиты могло вместо заглушения реактора вызывать его неконтролируемый разгон. Международная группа экспертов МАГАТЭ, специально созданная для анализа причин Чернобыльской аварии, считает такой сценарий аварии наиболее вероятным
([М2], c. 17, 97) .
Главный конструктор реактора с этим не согласен. По его мнению, исходным событием (или, как он выражается, началом) аварии являлось: незаглушение реактора после провала по мощности в 0 ч 28 мин, и вместо этого снова вывод реактора на (пониженную) мощность ([E21], c. 547) . При этом кнопка АЗ-5 не имеет к аварии никакого отношения, и абсолютно неважно, когда она была нажата ([Е21], c. 578) .
Официальной точка зрения на причины аварии, изложенная группой экспертов СССР на совещании в МАГАТЭ в 1986 г ([Э2], c. 309, 311) менее категорична в описании событий аварии, и нажатие кнопки АЗ-5 присутствует в перечне этих событий. Однако, исходным событием аварии это не является, а было наоборот реакцией персонала на уже начавшийся рост мощности. Исходным событием, как следует из сообщения экспертов, стало закрытие СРК турбины, т. е. начало испытаний по выбегу турбогенератора (впрочем, самих слов «исходное событие» в тексте сообщения нет).

Вопрос 5:Если исходное событие чернобыльской аварии, это сброс аварийной защиты, то почему она не произошла раньше? Ведь до этого на реакторах РБМК сбрасывали АЗ тысячи раз.

Для того чтобы произошла чернобыльская авария, аварийная защита должна сработать при одновременном крайне маловероятном сочетании условий. Если вероятность такого стечения обстоятельств составляет 0,01%, то даже тысячи срабатываний АЗ не делают вероятность такой аварии достаточно большой, чтобы удивляться тому, почему она раньше не случилась. Грубые оценки вероятности могут быть сделаны достаточно просто.

Вопрос 6:Почему ничего не пишут о суде по Чернобыльской аварии? Что там было? Действительно ли эта информация до сих пор секретна?

Суд над объявленными виновниками Чернобыльской аварии был закрытым для широкой общественности. На тот момент были еще секретны все данные по расследованию аварии и её причин, они были рассекречены только в
1990 г. Почему до сих пор секретны материалы уголовного дела, можно только гадать. Эксплуатационный персонал был объявлен виновным до и вне всякого суда. Но то что возможно наговорить под завесой секретности, невозможно отстаивать в нормальном суде. Если материалы суда рассекретить, то неизбежно придется дело пересматривать, а этого никто не хочет.Несмотря ни на какие секреты, что-то об этом суде известно по воспоминаниям участников и записям, которые они вели. Анализируя эти материалы, можно картину суда представить себе достаточно ясно (подробнее см. здесь).

Вопрос 7:Являлся ли взрыв реактора на Чернобыльской АЭС в 1986 г. ядерным взрывом, или это был какой-то другой взрыв?

В основе чернобыльской аварии могли лежать взрывные процессы разной физической природы. Не считая фантастических (шаровая молния, магнитные монополи) и конспирологических версий аварии, как то: разного рода диверсии, тайные опыты по производству оружейного плутония или взрыв в результате дистанционного действия нового вида оружия (геотектонического, пучкового и пр.), есть только три реалистические гипотезы;
1) Взрыв водорода, который образуется в результате радиолиза воды при работе реактора. 2) Взрыв ядерной природы в результате выхода из-под контроля ядерной реакции деления урана. 3) Паровой взрыв (взрыв реактора как сосуда, находящегося под большим внутренним давлением пара). Версия взрыва водорода, хронологически первая, была отвергнута, как несостоятельная. Не было и не могло образоваться необходимого для такого взрыва количества водорода. Паровой взрыв, несомненно, имел место на начальной стадии разрушения реактора, его энергии могло бы хватить даже и для того чтобы разрушить здание энергоблока. Но образование радиоактивного облака, накрывшего пол Европы и содержавшего в себе уран и плутоний, таким взрывом никак не объяснимо.

Был или не был ядерный взрыв, это в значительной степени вопрос терминологии. Однозначно можно сказать, что был неконтролируемый разгон реактора, а это тот же самый физический процесс, что и при взрыве атомной бомбы (сброшенной на Хиросиму в 1945 г.). Но эти два взрыва различаются на три порядка по масштабу выделенной энергии, времени, за которое она выделилась, температуре и давлению, которые при этом возникли. А такое огромное различие в масштабах приводит не только к количественному, но и качественному различию в характере, механизме протекания процесса и вызванных им разрушениях.
Всё это дает повод многим исследователям чернобыльской аварии говорить, что ядерного взрыва, как такового не было, а был тепловой взрыв ядерного происхождения. Такие взрывы, еще на три-четыре порядка меньшего масштаба, бывало происходили на исследовательских ядерных реакторах (и других ядерных объектах), и там получили это свое название. При таком малом масштабе явления, когда в ядерную реакцию вступает лишь ничтожная часть делящегося материала, эту ядерную реакцию можно просто считать внешним источником тепла для остального вещества, заполняющего объем, в котором она происходит.
По точной терминологии тепловой взрыв, это взрыв обусловленный быстрым выделением тепла в некоем малом объеме от внешнего источника энергии. Классический пример - взрыв тонкой проволочки от пропущенного через неё сильного импульса электрического тока.

Вопрос 8:Какие есть доказательства того, что чернобыльская авария протекала в две фазы, и чем они принципиально отличаются друг от друга?

Доказательств, разумеется, нет, но есть здравый смысл, который говорит, что аварийный процесс естественным образом разделяется на две фазы: 1) до начала разрушения технологических каналов (ТК) реактора и 2) после их разрушения. Пока такое разрушение не началось, реактор сохраняет свою конструкционную и геометрическую целостность, все его системы функционируют в соответствии с их проектными возможностями, и протекающий аварийный процесс не выходит за рамки так называемых проектных аварий.
Имеется детальная регистрация параметров этого аварийного процесса, как штатными приборами БЩУ, так и дополнительными средствами регистрации. Этот процесс достаточно представительно и многократно смоделирован расчетным путем (и на тренажерах). Аварийный процесс начался с того, что в реактор была внесена большая положительная реактивность, как самой аварийной защитой (из-за неправильной конструкции стержней), так и за счет большого положительного парового эффекта реактивности. Происходит (локально) резкое возрастание энерговыделения и разрушение оболочек твэл.
Если бы за этим не последовало разрушения достаточно большого количества каналов, то реактор был бы в конце концов заглушен аварийной защитой, и всё бы закончилось только этой первой стадией аварии.

Вторая стадия аварии начинается с массового разрушения ТК и как следствие практически полного обезвоживания реактора. А это в свою очередь вызывает разгон реактора на мгновенных нейтронах, что и приносит все те разрушения, последствия которых мы сейчас наблюдаем.
Каким образом разрушение первых нескольких каналов перешло в массовое их разрушение, как конкретно происходило обезвоживание реактора и его дальнейшее разрушение, какие при этом шли сопутствующие физико-химические процессы с выделением энергии? Это все очень сложно смоделировать, если вообще возможно, и на этот счет существуют разные гипотезы. Вторая стадия аварии, в отличие от первой, видимо навсегда останется предметом для дискуссий.

Вопрос 9:В чем опасность кипения теплоносителя на входе в активную зону, он ведь все равно кипит в каналах реактора?

Само по себе кипение теплоносителя на входе в активную зону реактора, где он дальше так и так будет кипеть, опасным, конечно, быть не должно. Но в ситуации чернобыльской аварии кипение или почти кипение на входе представляло большую опасность потому, что это сильно увеличивало положительную паровую составляющую мощностного коэффициента реактивности. И это делало положительным весь полный мощностной эффект, что недопустимо по соображениям ядерной безопасности. К такому поведению мощностного коэффициента реактивности привели две особенности чернобыльской ситуации: 1) работа реактора на малой мощности 200 МВт и 2) всплеск нейтронного поля в нижней части реактора, созданный работой аварийной защиты (при нажатии кнопки АЗ-5). Подробности изложены здесь, но вкратце суть дела такова.

1) Величина парового эффекта реактивности пропорциональна (при прочих равных условиях) отличию средней (по активной зоне) плотности пароводяной смеси от исходной плотности воды. Это отличие с увеличением мощности реактора возрастает, но нелинейно, чем больше мощность тем зависимость слабее. А раз так, то и коэффициент реактивности (прирост реактивности на единицу прироста мощности) при большой (исходной) мощности реактора меньше, а при малой мощности значительно больше.
2) Вклад в реактивность изменения плотности в каждом сечении по высоте активной зоны пропорционален квадрату относительного (по отношению к среднаму по активной зоне) нейтронного потока в этом сечении. При равномерном по высоте распределении нейтронного потока это свойство эффектов реактивности никак не проявляется, а от общего уровня нейтронного потока локальный эффект реактивности не зависит. Другое дело если есть всплеск нейтронного поля в какой-то небольшой области по высоте активной зоны, тогда в этом месте локальный эффект сильно возрастает и дает заметный вклад в увеличение общего эффекта реактивности.

Все это имело место в случае чернобыльской аварии. Если кипение теплоносителя начинается как раз в том месте по высоте активной зоны, где имеется всплеск нейтронного потока, то паровая составляющая мощностного эффекта реактивности резко возрастает, и действие аварийной защиты по внесению положительной реактивности, инициировавшей этот всплеск мощности, многократно усиливается.

Вопрос 10:Какие конкретно нарушения Правил ядерной безопасности атомных электростанций (ПБЯ-04-74) и Общих положений по безопасности… (ОПБ-82) были сделаны при создании и внедрении в эксплуатацию реактора РБМК-1000.

В том, что какие-то фундаментальные принципы создания реактора для АЭС были нарушены, не может быть никаких сомнений. Такой реактор не должен взрываться ни при каких обстоятельствах, а он взорвался. Другое дело, кто в этом нарушении виноват: создатели реактора, которые не выполнили требования правил и положений по безопасности, или создатели этих правил, так их написавшие, что формально ничего не нарушая, можно сделать взрывоопасный реактор; или виноват кто-то третий, кто сделал так, что правила писались самими создателями реакторов под уже принятые решения по конструкции и физике реактора. Не вдаваясь во всю эту казуистику посмотрим на заданный вопрос с общих позиций здравого смысла.

Реактор никак не может взорваться, если у него отрицателен быстрый мощностной коэффициент реактивности. У реактора РБМК-1000(86) он в некоторых режимах работы положителен. Имел ли право Главный конструктор сделать такой реактор согласно ПБЯ или не имел? Начать надо с того, что в ПБЯ вообще нет такого понятия как быстрый мощностной коэффициент. Там есть только полный мощностной коэффициент, который в виде исключения допускался и положительным (очевидно считается, что действие полного положительного коэффициента успевает подавить аварийная защита, чего она не может сделать с его быстрой составляющей). Так что в соответствии с пунктом 3.2.2 ПБЯ, ГК имел право сделать реактор с положительным мощностным коэффициентом реактивности, но при этом он должен был ………много чего сделать. А вот сделал он это или нет, выяснить не так просто, с этим может справиться только суд, но суд такими вопросами не занимался. Инспектор Госатомнадзора Ядрихинский, и вместе с ним весь Госатомнадзор (с 1991-го года) считают, что не сделал, и похоже, что правильно считают. Но ведь они же не суд, а сам ГК считает, что он все что требуется сделал.

Второе. Для предотвращения неконтролируемого разгона реактора, по какой бы причине такая опасность не возникла, у каждого реактора есть аварийная защита, которая надежно глушит реактор при любых аварийных ситуациях.Для описания этого непременного свойства любого ядерного реактора существует специальный термин - SCRAM. В реакторе РБМК-86 аварийная защита в определенных ситуациях вместо глушения разгоняла реактор (что и произошло на 4-м блоке ЧАЭС). Является ли такая аварийная защита нарушением ПБЯ? Вопрос по моему риторический. В ПБЯ есть много пунктов, из которых следует, что аварийная защита реактора должна быть нормальной, а значит не такой, какой она была на 4-м блоке ЧАЭС, и на эти пункты ссылаются и Ядрихинский и Госатомнадзор. Но в ПБЯ нет пункта, прямо требующего, чтобы аварийная защита вносила только отрицательную реактивность и никакой положительной. Пользуясь этим, гл. конструктор делает невинные глаза и не видит ничего особенного в том что защита вместо глушения разгоняет реактор, называя это свойство защиты, спешно придуманным им научным термином: положительный scram-эффект.

Вопрос 11:Была ли авария на ЛАЭС в 1975 г. предвестником аварии на ЧАЭС в 1986? Если да, то почему не был учтен этот опыт?

Да, авария 1975 г., это предвестник аварии 1986 г. Причиной и той и другой аварии являются одни и те же недостатки физики реактора и конструкции органов регулирования. Но они по разному вели себя в обоих этих случаях.В случае Чернобыльской аварии "концевой эффект" на стержнях проявил себя непосредственно, тем что при попытке остановить реактор (по окончании работ) аварийная защита реактора ввела вместо отрицательной положительную реактивность. Это произошло за счет синхронного движения практически всех стержней из верхнего положения. Начался неконтролируемый разгон, который пресечь невозможно, так как его вызвала сама аварийная защита. Большой положительный паровой коэффициент реактивности перевел этот процесс в разгон на мгновенных нейтронах со всеми вытекающими отсюда последствиями.
В случае Ленинградской аварии "концевой эффект" вызвал хаос в управлении реактором при попытке вывести его на мощность. И когда в конце концов это удалось сделать, то из-за сильной неравномерности распределения энерговыделения по активной зоне возник кризис теплообмена в ряде каналов, и произошли соответствующие разрушения. Роль положительного парового коэффициента реактивности была в создании нейтронно-физической неустойчивости, которая при наличии "хаоса" и привела к такой большой неравномерности.

По результатам расследования аварии, был проведен ряд мероприятий. Введена локальная система автоматического регулирования мощности реактора (ЛАР), увеличено общее количество стержней со 179 до 211, повышено обогащение урана с 1,8% до 2,0% и др. Но все эти мероприятия были направлены исключительно на борьбу с внутренней неустойчивостью нейтронного поля в активной зоне. И даже введение в регламенте ограничения на минимальный ОЗР в 15 стержней РР преследовало именно эту цель. Ни о каком концевом эффекте на стержнях и влиянии его на эффективность аварийной защиты не было речи.
Возникает вопрос. Что, гл. конструктор и научный руководитель не смогли или не захотели глубоко, до самого конца разобраться в том хаосе и представить себе к каким катастрофическим последствиям могут привести опасные "особенности" конструкции и физики реактора?Видимо, этот вопрос теперь навсегда останется без ответа.

Вопрос 12: Что общего у аварии 1982 г на 1-ом блоке ЧАЭС с аварией 1986 г на 4-ом блоке, был ли это второй звонок?

9-го сентября 1982 г при выводе блока № 1 из планового ремонта, на мощности в 20% от номинальной, произошло разрушение одного из технологических каналов, и в таком состоянии реактор проработал более 20 мин. В результате аварии в окружающую среду была выброшена значительная радиоактивность, реактор потребовал серьезного ремонта и ушел почти год на то, чтобы его снова вывести на полную мощность. А различные компетентные органы и организации еще долго занимались секретной перепиской по поводу радиоактивного заражения окрестной территории.
Одно общее у этих двух аварий бесспорно есть, с одной лишь разницей. Этим общим – является сплошное враньё для сокрытия истины. Но в 1986 г последствия аварии были слишком катастрофичны, и объективные данные о причинах аварии скрыть не удалось. В конце концов, хотя и не полностью, но правда всё-таки восторжествовала. В 1982 г этого не было, и кавалерийский наскок Главного конструктора, при расследовании причин аварии по свежим следам, так и остался её основной и единственной версией. И вот в чем она состоит.
Ремонтный персонал на мощности реактора в 700 МВт (тепловых) закрывает клапан (ЗРК) на входе в канал и тем самым, прекращая подачу воды, оставляет его без охлаждения. Причем делает он это вполне сознательно и без разрешения начальника смены блока, не ставя в известность оператора, управляющего реактором (СИУРа).
Подобные действия иначе как диверсией назвать нельзя. Тем не менее уголовного дела по факту этой аварии заведено не было, и виновные отделались легким испугом. Фантастика, да и только. Кого интересуют подробности смотрите здесь.

Вопрос 13: Почему при выбеге 4-х ГЦН расход на других, невыбегающих ГЦН, не менялся, ведь при этом изменялся общий перепад давлений?

Действительно, когда два центробежных насоса паралельно включены в один и тот же циркуляционный контур, то они создают один общий перепад давлений (напор). И если на одном из этих насосов уменьшается скорость вращения крыльчатки (из-за уменьшения потребляемая мощности), то общий расход прокачиваемой жидкости уменьшается, и соответственно уменьшается требуемый для этого напор. Но тогда в соответствии с напорной характеристикой, которая у насоса, не изменившего свою скорость вращения, осталась неизменной, расход через этот насос должен увеличиться. Однако, в приведенных фактических данных (рис.13) мы этого не наблюдаем.
А дело заключается в следующем. В реальном контуре КМПЦ параллельная работа циркуляционных насосов ГЦН, не описывается такой простой гидравлической схемой, как изложено выше. По существу КМПЦ, это не один контур, а несколько параллельных контуров имеющих одну общую точку – барабан сепаратор, который задает общий уровень давления, но перепады давлений формируются по каждому контуру свои. Поперечные (гидравлические) связи конечно существуют, и эти контуры (по числу ГЦН) не полностью независимы друг от друга. Но эти связи не являются жесткими. Подробности изложены здесь.

Вопрос 14: Какую роль в чернобыльской аварии играло отключение ГЦН. Когда и почему они отключились.?

Отключение ГЦН никакой особой роли в этой аварии не играет. Во-первых, отключение ГЦН не означает мгновенное прекращение расхода, ГЦН по инерции продолжает качать воду еще в течение минуты, для этого в его конструкции специально предусмотрен массивный маховик. За несколько секунд, которые длился аварийный процесс в реакторе, ничего существенного с расходом из-за (электрического) отключения ГЦН произойти не может.
Во-вторых, даже если бы через эти 4 ГЦН мгновенно и полностью прекратился расход воды, оставшихся 4-х вполне достаточно, чтобы охлаждать реактор на 70%-ной мощности, а была мощность (перед аварией) не более 7% от номинала.
И, наконец, самое главное. ГЦН отключились, когда аварийный процесс неконтролируемого разгона реактора шел уже полным ходом, и их отключение никак не могло являться причиной, а могло быть лишь следствием этого процесса. Отключила их повидимому собственная аварийная защита после того, как на выходе насосов возникло высокое противодавление со стороны активной зоны реактора и расход на выбегающих ГЦН упал практически до нуля.
Ажиотаж вокруг отключения ГЦН, это не что иное, как спекуляция, преследующая только одну цель: повесить как можно больше сомнений вокруг исходного события аварии - нажатия кнопки аварийной защиты, сместив на этот момент времени еще и отключение ГЦН (как это делается, подробно показано здесь).

Вопрос 15:Какие конкретно нарушения регламента допустил эксплуатационный персонал, и какую роль это сыграло в аварии?

Прежде всего следует различать два разных понятия: нарушение регламента эксплуатации и неправильные (или ошибочные) действия эксплуатационного персонала. Неправильные действия в случае чернобыльской аварии несомненно были и свою роковую роль сыграли (без них бы реактор не взорвался). А вот были ли нарушения ТР (технологического регламента эксплуатации)?
Нормально, при хорошем ТР и прочей, составленной на его основе эксплуатационной документации, такого вопроса возникать не должно. Не может быть неправильных действий при строгом соблюдении регламента. А если такой вопрос возникает, то разбираться надо не столько в действиях эксплуатации, сколько в документации.
Неправильными действиями следует считать работу на малой мощности реактора при большом расходе теплоносителя и полностью извлеченных почти всех (включая УСП) стержнях регулирования. С этим согласны практически все исследователи чернобыльской аварии. В таком состоянии катастрофически проявились опасные недостатки физики и конструкции реактора. Что же касается нарушений регламента, то здесь такого единства нет. Обвинения эксплуатации в нарушении ТР насчитывают, в зависимости от «энтузиазма» обвинителей, от 2-х – 3-х нарушений до полутора десятка. Вот так по разному можно оказывается читать эксплуатационную документацию. А каково же было эксплуатационному персоналу её исполнять?

Наиболее предметно и детально действия персонала АЭС проанализированы в докладе комиссии ГПАН(Госпроматомнадзор), вошедшем как приложение I в доклад международных экспертов МАГАТЭ 1991 г. по чернобыльской аварии INSAG-7 [М2]. Этот анализ выявил всего 4 нарушения регламента, из которых только одно влияло на возникновение и протекание аварии, и то в некотором не совсем обычном смысле.
Действовавший тогда регламент эксплуатации не запрещал работу реактора на малом уровне мощности и подключение всех 8-ми ГЦН (ограничивался только расход через них). А такой параметр, как ОЗР, оказавший решающее влияние на возникновение аварии, не был представлен должным образом как параметр важный для безопасности.

Вопрос 16:Способствовала ли задержка на уровне мощности 50% созданию условий для возникновения аварии?

Одним из главных условий возникновения аварии была работа реактора при малом оперативном запасе реактивности (ОЗР). Основной вклад в уменьшение ОЗР дает ксеноновое отравление, глубина которого определяется режимом перехода по мощности с начального уровня 3100 МВт до конечного 200 МВт. Как не странно, этот процесс отравления сколько-нибудь детально не проанализирован ни в одном из первоисточников по расследованию чернобыльской аварии, но он упоминается в них всех как основной фактор, способствовавший возникновению аварии. Из того, что там сказано, создается впечатление, что задержка на уровне мощности 50% и последующий кратковременный провал до нуля привели к слишком глубокому отравлению, что и создало предпосылки для аварии. Однако, такое представление глубоко ошибочно, и на самом деле всё было с точностью до наоборот. Задержка на мощности 50% не увеличила, а уменьшила глубину отравления, а кратковременный провал по мощности с последующим выходом на уровень 200 МВт никак не сказался на величине отравления по сравнению с простым снижением мощности до уровня 200 МВт без какого-либо провала.
Другое дело, что из-за этой задержки испытания после многочасового ожидания перешли из дневной смены в ночную, и в этом смысле задержку можно считать отрицательным (человеческим) фактором, способствовавшим созданию условий для аварии.

к карте сайта