раскрутка | заработок | загрузки

Погода в Чернобыле

PES2009-2010 — Wed, 22 Sep 2010 18:20:14 GMT

Quote

Code

Чернобыльская АЭС

PES2009-2010 — Sun, 19 Sep 2010 10:10:10 GMT

Черно́быльская атомная электростанция имени В. И. Ленина, ЧАЭС — остановленная атомная электростанция, печально известная в связи с аварией, произошедшей 26 апреля 1986 года.

Официальное современное название Государственное специализированное предприятие Черно́быльская атомная электростанция (ГСП Чернобыльская АЭС)[1]. Станция находится в подчинении МЧС Украины, 11 августа 2005 года Генеральным директором назначен Грамоткин Игорь Иванович.
Характеристики АЭС

Чернобыльская АЭС (51°23′22″ с. ш. 30°05′59″ в. д. (G)) расположена на территории Украины вблизи города Припять, в 18 километрах от города Чернобыль, в 16 километрах от границы с Белоруссией 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.
Авария
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 (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. 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)
Хронология событий

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

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

В течение примерно двух часов мощность реактора была снижена до уровня, предусмотренного программой (около 700 МВт тепловых), а затем, по неустановленной причине, до 500 МВт. В 0 ч 28 мин при переходе с системы локального автоматического регулирования (ЛАР) на автоматический регулятор общей мощности (АР) оператор (СИУР) не смог удержать мощность реактора на заданном уровне и мощность провалилась (тепловая до 30 МВт и нейтронной до нуля). Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни реактора)[7][10] через несколько минут добился начала её роста и в дальнейшем — стабилизации на уровне 160—200 МВт (тепловых). При этом ОЗР непрерывно снижался из-за продолжающегося отравления. Соответственно стержни ручного регулирования (РР) продолжали извлекаться.

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

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

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

О первопричине неконтролируемого разгона реактора высказываются несколько различных мнений. Указывается, что таковой мог стать «концевой эффект» , Приложение 1, с. 81), отключение «выбегающих» главных циркуляционных насосов ( с. 582) или иные события. Аварийный разгон сопровождался звуковыми эффектами (периодические удары с нарастающей амплитудой), мощными ударами, отключением света (включилось аварийное освещение). Стержни АЗ остановились, не пройдя и половины пути ([ с. 40). 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 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.

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 (делегацию советских специалистов возглавил Легасов В. А., который не был «реакторщиком»), 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 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 также организаций, осуществлявших эксплуатационную поддержку РБМК. В этом отчёте пересматриваются «некоторые детали сценария, представленного в INSAG-1», а также изменены некоторые «важные выводы».

В том числе в INSAG-7 рассматривается 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 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 также нарушениями и ошибками, допущенными персоналом станции при проведении последнего для 4-го блока ЧАЭС эксперимента.
Недостатки реактора

По состоянию на апрель 86 г. реактор РБМК имел десятки нарушений и отступлений от правил безопасности, действующих на тот момент.
Техническое обоснование безопасности не содержало перечня отступлений от норм и правил и мер по компенсации этих отступлений, техническое описание и эксплуатационная документация, которой руководствовался в своих действиях персонал, не могла быть адекватной фактическим характеристикам реактора — нарушение 3.1.6. ПБЯ-04-74
Конструкция реактора, ядерно-физические и теплогидравлические характеристики активной зоны реактора предопределили наличие положительных парового и мощностного коэффициентов реактивности для режима стационарных перегрузок реактора РБМК-1000, при этом не была «обеспечена и особо доказана ядерная безопасность» при таких коэффициентах ни для работы на номинальном уровне мощности, ни для промежуточных уровней мощности от минимально-контролируемой до номинальной. Это также не было сделано для переходных и аварийных режимов. Таким образом, реактор РБМК-1000 из-за ошибочно выбранных его разработчиками физических и конструктивных параметров активной зоны представлял собой систему динамически неустойчивую по отношению к возмущению как по мощности, так и по паросодержанию, которое, в свою очередь, зависело от многих параметров состояния реактора — нарушение 3.2.2. ПБЯ-04-74
Для ряда важнейших параметров, нарушение которых 26.04.86 г. (персоналом) разработчики реактора считали критическими для возникновения и развития аварии, не были предусмотрены проектом ни аварийные, ни предупредительные сигналы, что является нарушением статьи 3.1.8. ПБЯ-04-74.
СУЗ РБМК-1000 не отвечала требованиям статьи 3.3.1. ПБЯ-04-74 в условиях реально существовавших эффектов реактивности и конструкции стержней СУЗ.
Просчеты разработчиков реактора в определении эффектов реактивности, учет которых был необходим при проектировании СУЗ, предопределил невыполнение требований статьи 3.3.5. ПБЯ-04-74.
Требования статьи 3.3.21. ПБЯ-04-74 в проекте не выполнены (отсутствие быстродействующей аварийной защиты)
При имевших место характеристиках реактора и СУЗ возрастание мощности реактора при срабатывании АЗ-5 в определенных условиях могло быть столь значительным, что при достижении аварийных уставок АЗМ и АЗС ядерная реакция уже не могла быть остановлена без значительного повреждения ТВЭЛ`ов, что при малой способности реактора к сбросу пара из реакторного пространства предопределяет его возможное разрушение. Поэтому при разрыве более одного ТК мог произойти «отрыв» верхней плиты реактора, схемы «Е» и последующий выход из строя всей системы ввода стержней СУЗ в активную зону реактора и даже вывод (выброс) стержней СУЗ из активной зоны, что ведёт к вводу положительной реактивности, а не к быстрому и надежному гашению цепной реакции — нарушение 3.3.26. ПБЯ-04-74
Была выбрана такая конструкция стержней СУЗ, при которой органы воздействия на реактивность не предотвращали образование локальных критических масс в активной зоне реактора, поскольку в силу своей конструкции не перекрывали по высоте всю активную зону — нарушение 3.3.28. ПБЯ-04-74
Алгоритм действия аварийной защиты разработчиками реактора обосновывался с точки зрения эффективности работы АЭС в энергосистеме, а не с точки зрения обеспечения ядерной безопасности, для чего, собственно, и предназначена аварийная защита — нарушение 3.3.29. ПБЯ-04-74

После аварии в срочном порядке (первичные уже в мае 86г) были осуществленны следующие мероприятия:
Указание держать ОЗР на полупогруженных стержнях.
Установка до 30 ДП (дополнительных поглотителей) в активную зону. Позже это число увеличили до 80-90.
Увеличение минимально-допустимого ОЗР до 30 ст. РР (вместо 15 ст. РР до аварии)
Заведение сигнала АЗ-5 на УСП.
В ТР появился запрет на одновременное включение 8 ГЦН.
Выполнен «самоподхват» кнопки АЗ-5.
Увеличение числа стержней УСП.
Увеличение быстродействия АЗ с 18 до 12 сек. за счёт модернизации СУЗ.
В ТР появился запрет на работу на мощности меньше 700 Мвт(т).

В 88-89 г. внедрили быстродействующую аварийную защиту (БАЗ), заглушающую реактор за 2 сек, а не 12-18 сек.

ЗАГРЯЗНЕНИЕ ТЕРРИТОРИИ РАДИОНУКЛИДАМИ ТОПЛИВНОЙ КОМПОНЕНТЫ Ч

PES2009-2010 — Sat, 18 Sep 2010 12:13:47 GMT

Украинский научно-исследовательский институт сельскохозяйственной радиологии, УНИИСХР, Киев, Украина

Межотраслевой научно-технический центр «Укрытие» НАН Украины, Чернобыль, Украина

АННОТАЦИЯ

На основании полученных экспериментальных данных уточнены соотношения между активностями радионуклидов в топливной компоненте чернобыльских радиоактивных выпадений и построены карты плотности загрязнения 154Eu; 238Pu; 239+240Pu; 241Pu; 241Am и 144Ce 30-км зоны ЧАЭС по состоянию на 01.01.2000. Установлено, что общее содержание радионуклидов в 30-см почвенном слое 30-км зоны ЧАЭС на 01.01.2000 года за пределами промышленной площадки (без учета мест захоронения радиоактивных отходов и пруда охладителя) составляет: 90Sr - 8.1E+14 Бк; 137Cs - 2.9E+15 Бк; 144Ce - 1.0E+11 Бк; 154Eu - 1.5E+13 Бк; 238Pu - 8.78E+12 Бк; 239+240Pu - 1.54E+13 Бк; 241Pu - 5.64E+14 Бк; 241Am - 2.06E+13 Бк. Общий запас радионуклидов топливной компоненты радиоактивных выпадений соответствует 0.4-0.5% от их наработки в четвертом блоке Чернобыльской АЭС и в 3-4 раза ниже общепринятых до этого величин. На основании полученных результатов уточнена величина выброса радионуклидов, входящих в состав топливной компоненты, во время аварии на ЧАЭС.

ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ГОРЯЧИХ ЧАСТИЦ, ОБРАЗОВАВШИ

PES2009-2010 — Sat, 18 Sep 2010 12:09:50 GMT

ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ГОРЯЧИХ ЧАСТИЦ, ОБРАЗОВАВШИХСЯ В РЕЗУЛЬТАТЕ АВАРИИ НА ЧАЭС

Чернобыльская катастрофа привела к беспрецедентному выбросу радиоактивности в окружающую среду. Уже в первых сообщениях чернобыльских радиоактивных выпадениях отмечено наличие в них микроскопических частиц с весьма высокой удельной активностью -так называемых горячих частиц (ГЧ).

Тепловой взрыв четвертого блок ЧАЭС привел к разрушению активной зоны, вследствие чего в атмосферу было выброшено около 3.5 % ядерного топлива. Под действием резкого энерговыделения в твэлах, обусловленного ростом нейтронного потока, самой ударной волны и температурных градиентов происходило диспергирование ядерного топлива. Высокая температура активной зоны реактора, установившаяся в результате остаточного тепловыделения и горения графита, привела к окислению диоксида урана и дополнительному диспергированию [8-10] и выносу из зоны топливных частиц, а также утечке ряда летучих радионуклидов: I, Te, Cs, Sr и д.т., так называемая парогазовая или струйная компонента выброса, часть которых конденсировалась на инертных носителях-частицах сажи, пыли, конструкционных материалов и т.п. Образовавшиеся таким образом конденсационные горячие частицы ( близкие по своим свойствам к частицам, образующимся на последней стадии ядерного взрыва [7]) имеют поверхностное загрязнение и низкую удельную активность по сравнению с топливными частицами.

Конденсационная компонента выпадений, образовавшихся в результате аварии на ЧАЭС схожа с глобальными выпадениями радионуклидов после испытаний ядерного оружия. Следовательно, ее поведение в почве может быть предсказано достаточно точно. Поведение же в окружающей среде топливных горячих частиц, сосредоточенных в основном в ближней зоне ( до 60 км ) и содержащих основную массу таких биологически значимых радионуклидов, как стронций и плутоний, остается до настоящего времени не совсем ясным.

Отбор проб

В 1987-1989 г.г. путем сканирования дозиметром тонкого почвенного слоя УкрНИИСХР совместно с НЦ МО СССР и ВНИИТФА было выделено порядка 1200 горячих частиц размером > 10 мкм и активностью > 100 Бк, образовавшихся в результате аварии на ЧАЭС. Пробы почвы отбирались кольцом диаметром 10 см на глубину 1.5см на различных направлениях и удалениях (до 10 км) от разрушенного блока. Для поиска горячих частиц использовался дозиметр ДП-5 со счетчиком CБМ-20 в свинцовом коллиматоре.

Хорошим трассером наличия топливных горячих частиц является загрязнение территории тугоплавкими радионуклидами-Zr-95, Nb-95, Ce-144 и т.д. По мере удаления от ЧАЭС доля топливной компоненты в выпадениях падает и меняется дисперсный состав горячих частиц. Так на расстояниях более 10 км от реактора практически не встречаются топливные частицы размером более 10 мкм.

Версия Катастрофы

PES2009-2010 — Sat, 18 Sep 2010 12:06:47 GMT

Предпосылки аварии

Авария на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС произошла 26 апреля 1986 года в 01 ч. 23 мин. 40 с. (время московское) в ходе проведения проектных испытаний одной из систем обеспечения безопасности. Данная система безопасности предусматривала использование механической энергии вращения останавливающихся турбогенераторов (так называемого выбега) для выработки электроэнергии в условиях наложения двух аварийных ситуаций. Одна из них - полная потеря электроснабжения АЭС, в том числе главных циркуляционных насосов (ГЦН) и насосов системы аварийного охлаждения реактора (САОР); другая - максимальная проектная авария (МПА), в качестве которой в проекте рассматривается разрыв трубопровода большого диаметра циркуляционного контура реактора. Проектом предусматривалось, что при отключении внешнего электропитания электроэнергия, вырабатываемая турбогенераторами за счет выбега, подается для запусков насосов, входящих в САОР, что обеспечило бы гарантированное охлаждение реактора. Предложение об использовании выбега ТГ исходило в 1976 году от главного конструктора реактора РБМК. Эта концепция была признана и включена в проекты строительства АЭС с реакторами такого типа.
Однако энергоблок № 4 ЧАЭС, как и другие энергоблоки с РБМК, был принят в эксплуатацию без опробования этого режима, хотя такие испытания должны быть составной частью предэксплуатационных испытаний основных проектных режимов энергоблока. Кроме Чернобыльской, ни на одной АЭС с реакторами РБМК – 1000 после ввода их в эксплуатацию, проектные испытания по использованию выбега ТГ не проводились. Такие испытания были проведены на энергоблоке № 3 Чернобыльской АЭС в 1982 г. Они показали, что требования по характеристикам электрического тока, вырабатываемого за счет выбега ТГ, в течение заданного времени не выдерживались и необходима доработка системы регулирования возбуждения ТГ.
Программами испытаний 1982-1984 гг. предусматривалось подключение к выбегающему ТГ по одному ГЦН каждой из двух петель циркуляции реактора, а программами 1985 г. и апреля 1986 г. - по два ГЦН. При этом моделирование аварийной ситуации предусматривалось при отключенной ручными задвижками САОР. Испытание на 4-м энергоблоке было намечено провести днем 25 апреля 1986г. при тепловой мощности реактора 700 МВт, после чего реактор планировалось остановить для проведения плановых ремонтных работ. Следует отметить, что программа испытаний соответствовала действовавшим на тот момент требованиям . Таким образом, испытания должны были проводиться в режиме пониженной мощности, для которого характерны повышенный, относительно номинального, расход теплоносителя через реактор, незначительный недогрев теплоносителей до температуры кипения на входе в активную зону и минимальное паросодержание. Эти факторы оказали прямое влияние на масштаб аварии.

Версии аварии

За прошедшее десятилетие были сделаны многочисленные попытки разобраться с сущностью Чернобыльской аварии и причинами, приведшими к ней. Законченной и экспериментально подтвержденной версии Чернобыльской аварии до настоящего времени не создано.

Версии возникновения и развития аварии.
Объективное изучение событий, связанных с возникновением и развитием аварии на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС, началось 27-28 апреля 1986г., когда специалистам стала доступна информация об основных параметрах работы 4-го энергоблока перед аварией и в ее первой фазе, зарегистрированная системами измерения до момента их разрушения.

Версия Межведомственной комиссии
Версия, разработанная на месте происшествия, состояла в том, что авария произошла вследствие запаривания технологических каналов активной зоны из-за срыва циркуляции в контуре МПЦ. Срыв циркуляции произошел из-за несоответствия расхода питательной воды и расхода теплоносителя в контуре МПЦ. Последующий углубленный анализ теплогидравлического режима работы ГЦН, выполненный в конце мая 1986 года разработчиком ГЦН, не подтвердил предположения о срыве и кавитации ГЦН. Было установлено, что наименьший запас до кавитации имел место за 40 секунд до аварии, но был выше того, при котором мог произойти срыв ГЦН.

Версия Минэнерго СССР на основе расчетов ВНИИАЭС
В конце мая 1986 г. после изучения имевшихся данных и проведения расчетов во Всесоюзном НИИ атомных электростанций (ВНИИАЭС) группа специалистов Минэнерго СССР сделала дополнения к акту, в котором причинами аварии были названы:
- принципиально неверная конструкция стержней СУЗ
- положительный паровой и быстрый мощностной коэффициент реактивности
- большой расход теплоносителя при малом расходе питательной воды
- нарушение персоналом регламентного значения оперативного запаса реактивности (ОЗР), малый уровень мощности
- недостаточность средств защиты и оперативной информации для персонала
- отсутствие указаний в проекте и технологическом регламенте об опасности нарушения установленного уровня ОЗР.

Версия Межведомственного НТС.
На заседаниях Межведомственного научно-технического совета (НТС), проведенных 02.06.86 и 17.06.86 , результатам расчетов ВНИИАЭС, продемонстрировавшим, что недостатки конструкции реактора в значительной мере явились причиной катастрофы, не было уделено серьезного внимания. По существу, все причины аварии были сведены исключительно к ошибкам в действиях персонала.

Версия экспертов СССР к сессии МАГАТЭ
В июле 1986 г. в ходе подготовки к специальной сессии МАГАТЭ был выполнен первый расчетный анализ аварии на упрощенной схеме модели. В докладе, предоставленном советскими экспертами на этой сессии в августе 1986 г., первопричиной аварии было названо "крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока". Отмечалось также, что "катастрофические размеры авария приобрела в связи с тем, что реактор был приведен персоналом в такое нерегламентное состояние, в котором существенно усилилось влияние положительного коэффициента реактивности на рост мощности". В этом же докладе были указаны следующие допущенные нарушения:
- снижение оперативного запаса реактивности существенно ниже допустимой величины;
- подключение к реактору всех ГЦН с превышением расхода по отдельным ГЦН, установленного регламентом;
- блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух ТГ;
- блокировка защит реактора по уровню воды и давлению пара в барабане-сепараторе ;
- отключение системы защиты реактора от МПА (максимальной проектной аварии) (отключение САОР).

Версия института атомной энергии (ИАЭ) им. Курчатова
К октябрю 1986 г. в ИАЭ был проведен анализ версий, объяснявших взрывной характер аварии:
1. Взрыв водорода в бассейне - барботере
2. Взрыв водорода в нижнем баке контура охлаждения СУЗ
3. Диверсия (взрыв заряда с разрушением трубопроводов контура циркуляции)
4. Разрыв напорного коллектора ГЦН или раздаточного группового коллектора
5. Разрыв барабана-сепаратора или пароводяных коммуникаций
6. Эффект положительного выбега реактивности от вытеснителей стержней СУЗ
7. Неисправность автоматического регулятора
8. Грубая ошибка оператора при управлении стержнями ручного регулирования
9. Кавитация ГЦН, приводящая к подаче пароводяной смеси в технологические каналы
10. Кавитация на дроссельно-регулирующих клапанах
11. Захват пара из барабана-сепаратора в опускные турбоприводы
12. Пароциркониевая реакция и взрыв водорода в активной зоне
13. Попадание в реактор сжатого газа из баллонов САОР
Анализ был построен на выявлении противоречий между ожидаемым эффектом рассматриваемой версии аварии с имеющимися объективными данными, зафиксированными программой ДРЕГ. В результате проведенных исследований стало очевидно, что единственной гипотезой, не противоречащей объективным данным, является версия, связанная с эффектом вытеснителей стержней СУЗ.

Версия первой международной рабочей группы по тяжелым авариям и их последствиям.
В октябре-ноябре 1989 г. различные аспекты чернобыльской аварии были детально обсуждены на первой международной рабочей группе по тяжелым авариям и их последствиям (Дагомыс, СССР). Причиной аварии была единодушно признана '"нестабильность реактора, вызванная как недостатками конструкции реактора, так и режимом его работы". Катастрофических масштабов авария достигла из-за положительного парового эффекта реактивности и недостатков конструкции поглощающих стержней. Действия персонала перед аварией были таковы, что способствовали проявлению этих недостатков реактора. Нарушив некоторые регламентные ограничения (по величине ОЗР и расходу теплоносителя), персонал практически вывел реактор в область "белого пятна", где поведение реактора не было изучено и оказалось ядерно-неустойчивым.