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.