· Длительная работа реактора на мощности ниже 700 МВт не была запрещена действовавшим на тот момент регламентом, как это утверждалось ранее, хотя и являлась ошибкой эксплуатации и фактором, способствовавшим аварии. Кроме того, это было отклонением от утверждённой программы испытаний.
· Вопреки тем же утверждениям, включение в работу всех 8 главных циркуляционных насосов (ГЦН) не было запрещено эксплуатационной документацией. Нарушением регламента было лишь превышение расхода через ГЦН выше предельного значения, но кавитации (которая рассматривалась как одна из причин аварии) это не вызвало.
· Отключение системы аварийного охлаждения реактора (САОР) допускалось, при условии проведения необходимых согласований. Система была заблокирована в соответствии с утверждённой программой испытаний, и необходимое разрешение от Главного инженера станции было получено. Это не повлияло на развитие аварии — к тому моменту, когда САОР могла бы сработать, активная зона уже была разрушена.
· Блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух турбогенераторов не только допускалась, но, наоборот, предписывалась при разгрузке энергоблока перед его остановкой ([15] c. 90). Так что это не было нарушением регламента эксплуатации, и, более того, высказываются обоснованные сомнения в том, что это действие как-то влияло на возникновение аварии в тех условиях, которые сложились до него([15] c. 78).
· «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 ее роста), которые персоналом не выводились из работы» ([15] c. 92). При этом нарушением регламента было только непереключение уставки защиты по уровню воды в барабане сепараторе (с −1100 мм на −600 мм), но не изменение уставки по давлению пара (с 55 кгс/см² на 50 кгс/см²).
Нарушением регламента, существенно повлиявшим на возникновение и протекание аварии, была, несомненно, работа реактора с малым оперативным запасом реактивности (ОЗР). В то же время не доказано, что, не будь этого нарушения, авария не могла бы произойти [9](c.17-19). В независимости от того, какие именно нарушения регламента допустил эксплуатационный персонал и как они повлияли на возникновение и развитие аварии, персонал поддерживал работу реактора в опасном режиме. Работа на малом уровне мощности с повышенным расходом теплоносителя и при малом ОЗР была ошибкой[18](с. 121) независимо от того, как эти режимы были представлены в регламенте эксплуатации и независимо от наличия или отсутствия ошибок в конструкции реактора [9](c.29-31).
3.3. Роль оперативного запаса реактивности
Глубины погружения управляющих стержней (в сантиметрах) на момент времени 1 ч 22 мин 30 с ([18] с. 130)
Оперативному запасу реактивности (ОЗР) при анализе развития аварии на ЧАЭС уделяется большое внимание. ОЗР — это (по определению) положительная реактивность, которую имел бы реактор при полностью извлечённых стержнях СУЗ. В реакторе, работающем на постоянном уровне мощности, эта реактивность всегда скомпенсирована (до нуля) отрицательной реактивностью, вносимой стержнями СУЗ. Большая величина оперативного запаса реактивности означает «увеличенную» долю избыточного ядерного топлива (урана-235), расходуемого на компенсацию этой отрицательной реактивности, вместо того чтобы этот уран-235 тоже использовался для деления и производства энергии. 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 стержней СУЗ.
В то же время, на реакторах РБМК низкое значение ОЗР фатальным образом влияло на безопасность реактора. Для поддержания постоянной мощности реактора (то есть нулевой реактивности) при малом ОЗР необходимо почти полностью извлечь из активной зоны управляющие стержни. Такая конфигурация (с извлечёнными стержнями) на реакторах РБМК была опасна по нескольким причинам ([15] с.49, с.94-96):
· усиливалась пространственная неустойчивость нейтронного поля, и затруднялось обеспечение однородности энерговыделения по активной зоне;
· увеличивался положительный паровой коэффициент реактивности;
· существенно уменьшалась эффективность аварийной защиты и в первые секунды после её срабатывания, из-за «концевого эффекта» стержней СУЗ, мощность могла даже увеличиваться, вместо того чтобы снижаться;
Персонал станции, по-видимому, знал только о первой из них; ни об опасном увеличении парового коэффициента, ни о концевом эффекте в действовавших в то время документах ничего не говорилось. Персоналу не было известно об истинных опасностях, связанных с работой при низком запасе реактивности ([15] с.54).
Между проявлением концевого эффекта и оперативным запасом реактивности нет жёсткой связи. Угроза ядерной опасности возникает, когда большое количество стержней СУЗ находится в крайних верхних положениях. Это возможно только если ОЗР мал, однако, при одном и том же ОЗР можно расположить стержни по-разному — так что различное количество стержней окажется в опасном положении ([9] с.18).
В регламенте отсутствовали ограничения на максимальное количество полностью извлечённых стержней. ОЗР не упоминался в числе параметров, важных для безопасности, и технологический регламент не заостряет внимание персонала на том, что ОЗР есть важнейший параметр, от соблюдения которого зависит эффективность действия аварийной защиты (A3). Кроме того, проектом не были предусмотрены адекватные средства для измерения ОЗР. Несмотря на огромную важность этого параметра, на пульте не было индикатора, который бы непрерывно его отображал. Обычно оператор получал последнее значение в распечатке результатов расчёта на станционной ЭВМ, два раза в час, либо давал задание на расчёт текущего значения, с доставкой через несколько минут. То есть ОЗР не может рассматриваться как оперативно управляемый параметр, тем более что погрешность его оценки зависит от формы нейтронного поля ([15] с.85-86).
3.4. Версии причин аварии
Единой версии причин аварии, с которой согласно всё экспертное сообщество специалистов в области реакторной физики и техники, не существует. Обстоятельства расследования аварии были таковы, что (и тогда, и теперь) судить о причинах и следствиях аварии приходится специалистам, чьи организации прямо или косвенно несут часть ответственности за аварию. В этой ситуации радикальное расхождение мнений вполне естественно. И также вполне естественно, что в этих условиях помимо признанных «авторитетных» версий появилось множество маргинальных, основанных больше на домыслах, нежели на фактах.
Единым (в авторитетных версиях) является только общее представление о сценарии протекания аварии. Основу аварии составляет неконтролируемое возрастание мощности реактора, переходящее в тепловой взрыв ядерной природы. Авария (её разрушающая фаза) началась с того, что от перегрева ядерного топлива разрушились тепловыделяющие элементы (твэлы) в определенной области в нижней части активной зоны реактора. Это привело к разрушению оболочек нескольких каналов (в которых эти твэлы находятся), и пар (под давлением ~7 МПа) получил выход в реакторное пространство (в котором нормально поддерживается атмосферное давление). Давление в РП резко возросло, что вызвало дальнейшие разрушения уже реактора в целом, в частности отрыв верхней защитной плиты (схема Е) со всеми закрепленными в ней каналами. Герметичность корпуса (обечайки) реактора и вместе с ним контура циркуляции теплоносителя (КМПЦ) была нарушена, и произошло обезвоживание активной зоны реактора. При наличии положительного парового (пустотного) эффекта реактивности 4-5 β это привело к разгону реактора на мгновенных нейтронах (аналог ядерного взрыва) и наблюдаемым масштабным разрушениям со всеми вытекающими последствиями.
Версии принципиально расходятся по вопросу о том, какие именно физические процессы запустили этот сценарий и что явилось исходным событием аварии.
· Произошел ли первоначальный перегрев и разрушение твэл из-за резкого возрастания мощности реактора вследствие появления в нём большой положительной реактивности, или наоборот, появление положительной реактивности это следствие разрушения твэл, которое произошло по какой-либо другой причине ([7], с. 556, 562, 581-582).
· Было ли нажатие кнопки аварийной защиты АЗ-5 непосредственно перед неконтролируемым возрастанием мощности исходным событием аварии, или нажатие кнопки АЗ-5 не имеет никакого отношения к аварии ([7], с. 578). И что тогда следует считать исходным событием, начало испытаний выбега ([15], с.73) или незаглушение реактора при провале по мощности за 50 мин. до взрыва ([7], с. 547>).
Помимо этих принципиальных различий версии могут расходиться в некоторых деталях сценария протекания аварии, её заключительной фазы (взрыв реактора).
Из основных, признаваемых экспертным сообществом, версий аварии ([9], с.17-19) более или менее серьёзно рассмотрены только версии, в которых аварийный процесс начинается с быстрого неконтролируемого роста мощности, с последующим разрушением твэл. Наиболее вероятной считается версия ([9], с.17) где «исходным событием аварии явилось нажатие кнопки АЗ-5 в условиях, которые сложились в реакторе РБМК-1000 при низкой его мощности и извлечении из реактора стержней РР сверх допустимого количества» ([15], с.97). Из-за наличия концевого эффекта при паровом коэффициенте реактивности величиной +5β и в том состоянии, в котором находился реактор, аварийная защита вместо того чтобы заглушить реактор запускает аварийный процесс согласно вышеописанному сценарию. Расчёты выполненные в разное время разными группами исследователей показывают возможность такого развития событий [15][19] Записи системы контроля и показания свидетелей подтверждают эту версию. Однако не все с этим согласны, есть расчеты, выполненные в НИКИЭТ, которые такую возможность отрицают[7]. Главным Конструктором высказываются другие версии начального неконтролируемого роста мощности, в которых причиной этого является не работа СУЗ реактора, а условия во внешнем контуре циркуляции КМПЦ, созданные действиями эксплуатационного персонала. Исходными событиями аварии в этом случае могли бы быть: