Чернобыль.

ПРЕДПОСЫЛКИ 

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.

ХРОНОЛОГИЯ АВАРИИ

25 апреля
01.06. Начало снижения мощности энергоблока (оперативный запас реактивности равен 31 стержню).
03.47. Тепловая мощность реактора снижена и застабилизирована на уровне 50 % (1600 МВт).
07.10. ОЗР равен 13,2 стержня.
13.05. Отключен от сети ТГ-7 (первый из двух ТГ, входящих в состав энергоблока)
14.00. САОР отключена от контура циркуляции. Отсрочка выполнения программы испытаний по требованию диспетчера Киевэнерго (САОР в работу введена не была, реактор продолжал работать на тепловой мощности 1600 МВт).
15.20 - 23.10. Начата подготовка энергоблока к проведению испытаний.
Продолжено снижение мощности энергоблока. Тепловая мощность реактора снижена до 720 МВт, равномерная разгрузка энергоблока продолжается. Происходит смена оперативного персонала управления реактором.

26 апреля
00.28. При тепловой мощности реактора около 500 МВт в процессе перехода с системы локального регулирования мощности на автоматический регулятор мощности основного диапазона было допущено не предусмотренное программой снижение тепловой мощности приблизительно до 30 МВт. Начат подъем мощности.
00.39.32' - 00.43.35'. Персонал в соответствии с регламентом испытаний заблокировал сигнал аварийной защиты по останову двух ТГ
00.41 - 01.16. Отключение от сети ТГ-8 для снятия вибрационных характеристик на холостом ходу (второй ТГ, входящий в состав энергоблока)
01.03. Тепловая мощность реактора поднята до 200 МВт и застабилизирована (испытание было решено проводить на этой мощности)
01.03. В дополнение к работающим шести ГЦН включен в работу седьмой ГЦН
01.07. Включен в работу восьмой ГЦН (последний из обеспечивающих циркуляцию в реакторе).
01.09. Резко снижен расход воды до 90 т/ч по правой стороне и до 180 т/ч по левой при общем расходе по контуру 5600-5800 т/ч. В результате температура на всосе ГЦН состьавила 280 градусов по Цельсию.
01.22.30'. Системой "Скала" произведена запись параметров реактора на магнитную ленту.
01.23.04'. Начало испытаний. На ТГ-8 закрыты стопорно-регулирующие клапаны турбины, начался выбег четырех ГЦН
01.23.10'. Нажата кнопка МПА, специально смонтированная для проведения испытаний с целью имитации сигнала МПА
01.23.40'. Нажата кнопка АЗ-5 аварийной защиты реактора, стержни аварийной защиты начали движение в активную зону
01.23.43'. Появились аварийные сигналы по периоду разгона , а также по превышению мощности реактора
01.23.46'. Отключена первая пара "выбегающих" ГЦН
01.23.46,5'. Отключена вторая пара "выбегающих" ГЦН
01.23.47'. Резкое (на 40 процентов) снижение расходов ГЦН, не участвующих в выбеге, и недостоверное показание расходов ГЦН, участвующих в выбеге, резкое увеличение давления и подъем уровня в барабанах-сепараторах; сигналы "Неисправность измерительной части" в обоих автоматических регуляторах основного диапазона (1АР, 2АР)
01.23.48'. Восстановление расходов на ГЦН, не участвующих в выбеге, до значений, близких к исходным; на выбегающих ГЦН левой стороны восстановление расходов на 15% ниже исходного; на выбегающих ГЦН правой стороны восстановление расходов на 10 % ниже от исходного для ГЦН-24 и "недостоверность" для ГЦН-23; дальнейший рост давления и уровня в барабанах - сепараторах; срабатывание быстродействующих редукционных устройств сброса пара в конденсатор турбины
01.23.49'. Сигнал аварийной защиты "Повышение давления в реакторном пространстве (разрыв технологического канала)"; сигнал "Нет напряжения=48В" (снято питание с муфт сервоприводов стержней системы управления и защиты реактора; сигналы "Неисправность исполнительной части автоматических регуляторов 1АР, 2АР"
01.24. (Из записи в оперативном журнале старшего инженера управления реактором). "Сильные удары, стержни системы управления и защиты остановились, не дойдя до нижних концевиков. Выведен ключ питания муфт".

По свидетельствам очевидцев, в это время произошло два мощных взрыва с разрушением части реакторного блока и машинного зала, на энергоблоке № 4 ЧАЭС возник пожар. К 15 ч. 26 апреля 1986г. было достоверно установлено, что реактор разрушен, а из его развала в атмосферу поступают огромные количества радиоактивных веществ.

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.

Комментарии к версии Главного конструктора

Что бы кто не говорил про Чернобыльскую аварию, совершенно очевидно, что немаловажную (если не сказать главную) роль в этой аварии сыграла аварийная защита, из-за (скажем так) особенностей конструкции стержней регулирования. На всех без исключения реакторах, начиная с самого первого, построенного в 1942 г Энрико Ферми, аварийная защита предназначена для безусловного глушения реактора при любых ситуациях путем быстрого введения большой отрицательной реактивности. А в реакторе РБМК 26 го апреля 1986 г аварийная защита в первые три секунды не глушила, а разгоняла реактор, вводя вместо отрицательной положительную реактивность.
Казалось бы, Главный конструктор, выпуская новую книгу про РБМК 1000, должен был дать в ней какие-то объяснения по этому поводу. Они могут быть любыми, вплоть до отрицания самого факта введения положительной реактивности, но как-то объясниться перед нами всеми спустя 20 лет ведь нужно. Авария обернулась катастрофой вселенского масштаба, и одними нарушениями регламента эксплуатации (к тому же спорными) тут не обойтись. Впрочем могло бы быть и так: понимая, что была допущена ошибка конструкции, и не желая ворошить прошлое, Гл. конструктор мог не говорить об этом вообще и обойти Чернобыльскую аварию полным молчанием? И это тоже можно было бы понять.
Но он не сделал ни того ни другого ни третьего, а то, что он сделал, ни понять, ни оправдать невозможно. Он не только не объяснился, и не только не замолчал Чернобыльскую аварию (мучаясь угрызениями совести), а, наоборот, на голубом глазу и на высоком научном уровне рассказывает нам на 50-ти страницах (главы 13), как эксплуатация одними своими действиями взорвала его абсолютно безопасный реактор.
Казалось бы, спустя столько лет, когда многих из тех, кто мог бы нести личную ответственность за то, что тогда произошло, уже нет в живых, можно было бы спокойно и объективно разобраться в причинах чернобыльской авариии. Если Главный конструктор считает, что истина в этом вопросе еще не установлена, и общепринятая на сегодняшний день версия аварии не верна, то он мог, используя свои огромные возможности и неограниченный доступ к информации, обосновать другую, свою версию. Однако, он включил всю мощь своего научно-технического (и просто интеллектуального) потенциала не на выяснение истины, и даже не на опровержение общепринятой версии аварии, а на её дезавуирование, что далеко не одно и то же.

Прежде чем перейти к конкретному анализу высказываний гл. конструктора, обратим внимание на один из его выкрутасов. Можно ли, обсуждая чернобыльскую аварию, не говорить о том, что аварийная защита вносила вместо отрицательной положительную реактивность?
Оказывается можно. Вот вам для этого выкрутас из 4-х шагов.
1) Простые русские слова аварийная защита реактора заменяем иностранным словечком scram, так называют АЗ в зарубежной научно-технической литературе по безопасности реакторов.
2) Пишем это слово не латинскими, а русскими буквами - скрэм, и основную функцию АЗ, ввод большой отрицательной реактивности, называем скромно скрэм-эффект.
3) Теперь уже ввод положительной реактивности аварийной защитой можно также просто и со вкусом назвать: положительный скрэм-эффект.
4) Для того чтобы все концы окончательно ушли в воду, во всем тексте главы 13 заменяем слова положительный скрэм-эффект на некое символическое обозначение, опять латинскими буквами – PS (видимо аббревиатура от Positive Scram).
Вот как это сделано в натуре (стр.556).

"Поиск возможных источников быстрой положительной реактивности в неразрушенном реакторе остановился на паровом эффекте и положительном выбеге реактивности вследствие движения стержней СУЗ с верхних концевиков (положительный скрэм-эффект – PS)"

И все. Больше ничего про аварийную защиту во всем дальнейшем тексте кроме загадочного PS вы не встретите. Так роковая ошибка в конструкции стержней регулирования превратилась в некое, нарисованное одним росчерком пера, будто бы хорошо известное во всем научном мире, невинное абстрактное явление, эффект PS.

Вообще, излишнее обнаучивание к месту и не к месту самых простых вещей, и широкие обобщения там, где это не нужно, а нужна конкретика, это один из основных приемов гл. конструктора, чтобы уйти от конкретного обсуждения неудобных вопросов в заоблачные выси высокой науки.
Так, например, есть простой вопрос. Удовлетворял ли реактор РБМК 4-го блока ЧАЭС требованиям общей и ядерной безопасности? Казалось бы именно этому вопросу должны были быть посвящены две главы книги: гл. 3 "Концепция безопасности действующих энергоблоков с реакторами РБМК-1000" и гл. 9 "Анализ аварий". Но не тут то было. О том, как реактор РБМК удовлетворял этим требованиям тогда и как удовлетворяет им теперь, вы не найдете здесь на 60-ти страницах ни слова, зато ознакомитесь с основами теории безопасности АЭС. Услышите много разных терминов, используемых в этой теории, и даже увидите некоторые цифры по РБМК, относящиеся к этим терминам. Узнаете на конкретных примерах, что такое детерминистический анализ аварий.
Главное знание, которое вы вынесете из всего этого, состоит в том, что никакие аварии реактору РБМК 1000 не страшны. Знаете почему? Во всех приведенных в главе 9 примерах за скобками (рассмотрения) находится аварийная защита, которая нормально срабатывает и обеспечивает эту самую безопасность.

Наличие этих двух глав и то, как они написаны, позволяет Главному конструктору перевести всю постановку вопроса о безопасности реактора РБМК из разряда "разбор полетов" в разряд академической науки о безопасности реакторов.
После того как теоретическая база под то, что "у нас все в полном порядке" подведена, можно переходить к Чернобыльской аварии. Для пущей важности это делается не сразу, а еще через три главы. Гл 10 " Материалы реакторной установки" (стали и сплавы, цирконий, графит и т.п.), гл 11 "Прочность оборудования и трубопроводов КМПЦ" и гл. 12"Контроль и диагностика состояния маталла и оборудования реакторной установки". И только потом, после такой солидной арт. подготовки идет глава 13 "Технические аспекты аварии на 4-м блоке Чернобыльской АЭС".

Эта глава требует отдельного рассмотрения. Здесь укажем лишь основные принципы (беспринципности) на которых она построена.
1) Прежде всего, это уже упоминавшийся уход от конкретных фактов в космическую даль академической науки и широких обобщений. Зачем, например, делят аварию на две фазы: Первую (до разрушения нескольких технологических каналов), для которой имеется много зарегистрированных фактических данных, и происходившие во время неё процессы все известны и хорошо описываются. И вторую (после разрушения ТК и выхода пара в реакторное пространство), про которую почти ничего неизвестно кроме тех видимых разрушений, которые при этом можно было наблюдать.
Давайте будем рассматривать это всё как единый аварийный процесс, тем более, что он таковым и является. И смешаем всё в одну большую кучу: факты и гипотезы; математическое моделирование процессов в работающем реакторе и теоретическое описание взрыва, разрушившего реактор; домыслы различных ученых и вымыслы случайных свидетелей.
Кто скажет (докажет), что я исказил смысл главы 13, пусть первый бросит в меня камень.

2) Подтасовка и дезинформация. Искусство изложения событий и фактов таким образом, чтобы не прибегая к прямой лжи, создать у читателя о них ложное представление. Примеры этого в главе 13 многочисленны и многообразны. Приведу лишь два примера, совершенно разного плана и уровня.
Пример 1-й, глобальный. Кто сказал, что про вторую фазу аварии ничего не известно? Наоборот, еще как известно, вот смотрите, какие подробные фотографии разрушений, даны чертежи и схемы с пояснениями как всё происходило. Более трети всего объема главы занята этим материалом. Что значат на этом фоне какие-то жалкие данные СКАЛЫ и регистрации показаний приборов БЩУ (для первой фазы аварии), достоверность которых к тому же сомнительна. И ведь действительно, приводимая информация исключительно интересна, но только к причинам Чернобыльской аварии она прямого отношения не имеет. А записи ДРЕГ, которые гл. конструктор игнорирует, и осцилограмы выбега, которыми он пренебрегает, имеют самое прямое отношение.
Пример 2-й, частный. Всем как бы давно известно, что в Чернобыльской аварии виновата эксплуатация и тем, что затеяла эксперимент с выбегом турбогенератора, и тем, что нарушала регламент. И самое серьезное нарушение
регламента, производящее наибольшее впечатление на публику, это отключение аварийных защит реактора. Слабость этих обвинений в том, что, во-первых, программа испытаний выбега ТГ сама по себе опасности не представляла, а нарушением, которое допустил персонал, было отклонение от этой программы. Во-вторых главную защиту реактора (от неконтроллируемого разгона) АЗМ и АЗСР никто не отключал и отключить никак не мог.
Дать отпор в лоб этим очевидным возражениям Главный конструктор не может, и вот как он поступает. Описывая и критикуя программу испытаний, он пишет следующее.

"Так как заглушение реактора не предполагалось, то для того чтобы автоматические защиты не препятствовали проведению испытаний:
- было отключено формирование режима АЗ-5 по аварийному превышению заданной мощности в малом диапазоне (АЗММ);
- было отключено формирование режима АЗ-5 по аварийному увеличению скорости нарастания мощности в пусковом диапазоне (АЗСП);
- была введена блокировка на формирование аварийного сигнала по отключению одного ТГ;
- была отключена система ЛАР, предназначенная для автоматического регулирования мощности в энергетическом диапазоне – вместо…………;
- не была введена защита по снижению уровня воды в БС;"

Как говорится нате вам поддых, чтобы больше не возникали, вот вам и АЗМ и АЗС, и вообще, вы систему регулирования мощности отключили. И все это написано в вашей программе испытаний. Ведь именно так и только так можно понять этот текст гл. конструктора. Страшно, аж жуть. А что же на самом деле?
На самом деле ничего этого в программе, конечно, не было и быть не могло. А заглушение реактора в программе, как раз наоборот, предполагалось, и именно по сигналу отключения ТГ, блокировка которого никак не предусматривалась.
Приписывать программе отключение ЛАР и переход на АР, это вообще смешно, когда в программе записан уровень мощности 700-1000 МВт. Переход с ЛАР на АР произошел уже в процессе непредусмотренного программой снижения мощности.
А что касается АЗММ и АЗСП, то это вообще "прошлогодний снег". Эти защиты используются только на пуске реактора и при выходе на мощность отключаются, что и было, видимо, сделано давным давно, задолго до аварии.
По делу остается только два действия персонала: блокировка АЗ-5 по отключению ТГ и понижение уставки защиты по уровню в БС, и оба эти действия программой не предусматривались. Вот уже 20 лет идет дискуссия, а было ли это нарушением регламента и какое отношение это имеет к причинам аварии. Вот тут бы Главному конструктору и высказаться. Но нет же, это ведь конкретика, а он смотрит с заоблачных высот и цели преследует совсем другие.

Еще раз о причинах Чернобыльской аварии

В последние годы появилось большое количество публикаций, посвященных причинам аварии на Чернобыльской АЭС. Обсуждение этого вопроса продолжается с 1986 года, и до сих пор не сложилось общего мнения.

Хотя имеется ряд экзотических гипотез (например, об образовании магнитных монополей в ходе «выбега» турбогенератора и попадании их вместе с паром в ядерный реактор [1]) основных точек зрения всего две:

1) виноват оперативный персонал;

2) виновата конструкция реактора.

Первую точку зрения отстаивают в основном проектанты и конструкторы, вторую – персонал, занимающийся эксплуатацией АЭС.

Сразу после Чернобыльской аварии для расследования ее обстоятельств и причин было организовано пять комиссий и групп. Первая группа специалистов входила в состав Правительственной комиссии, которую возглавлял Б.Щербина. Вторая – комиссия ученых и специалистов при Правительственной комиссии, возглавляемая А.Мешковым и Г.Шашариным. Третья – следственная группа прокуратуры. Четвертая – группа специалистов Минэнерго, возглавляемая Г.Шашариным. Пятая – комиссия эксплуатационников ЧАЭС. Собственное расследование провел и Комитет государственной безопасности СССР.

Большая часть комиссий пришла к выводу, что причиной аварии стало грубое нарушение Регламента эксплуатации при подготовке и проведении испытаний в ночь на 26 апреля 1986 года. Комиссия эксплуатационников ЧАЭС была распущена и официального заключения не сделала.

На основании такой точки зрения была подготовлена информация для МАГАТЭ [2]. Причиной аварии было названо «крайне маловероятное сочетание нарушений». Также отмечались «небрежность в управлении реакторной установкой», недостаточное понимание персоналом «особенностей протекания технологических процессов в ядерном реакторе» и потеря персоналом «чувства опасности».

Судебная коллегия Верховного Суда СССР в июле 1987 года, рассмотрев материалы следствия об аварии на АЭС, признала, что основными причинами, приведшими к аварии, явились грубые нарушения установленных правил ядерной безопасности и преступно-халатное отношение к исполнению своих обязанностей руководством и оперативным персоналом АЭС. Директор ЧАЭС Брюханов В.П., главный инженер Фомин Н.М., заместитель главного инженера Дятлов А.С., начальник реакторного цеха № 2 Коваленко А.П., начальник смены станции Рогожкин Б.В. и инспектор Госатомэнергонадзора СССР Лаушкин Ю.А были приговорены к различным срокам лишения свободы.

Недостатки самих правил ядерной безопасности отмечены не были, хотя приговоры были вынесены за нарушение правил эксплуатации взрывоопасных предприятий, к которым АЭС никогда не относились, а не за нарушение правил эксплуатации АЭС. Понятие «ядерно-опасные работы» было введено только в правилах ПБЯ РУ АС-89, введенных в действие с 01.09.90 г.

В 1991 г. государственная комиссия, образованная Госатомнадзором и состоящая в основном из эксплуатационников, дала другое объяснение причин Чернобыльской аварии [3]. Его суть сводилась к тому, что у реактора 4-го блока имеются некоторые «конструкционные недостатки», которые «помогли» дежурной смене довести реактор до взрыва. В качестве главных из них обычно приводят положительный коэффициент реактивности по пару и наличие длинных (до 1 м) графитовых вытеснителей воды на концах управляющих стержней. Последние поглощают нейтроны хуже, чем вода, поэтому их одновременный ввод в активную зону после нажатия кнопки АЗ-5, вытеснив воду из каналов СУЗ, внес дополнительную положительную реактивность. В реакторе началась неуправляемая цепная реакция, которая и привела его к тепловому взрыву.

Недостатки конструкции реактора РБМК были известны задолго до аварии 1986 года. Однако для большинства специалистов АЭС они стали очевидны после реализации комплекса мероприятий по повышению безопасности реакторов РБМК после Чернобыльской аварии. И сделаны они были не для исключения ошибок операторов, а для устранения недостатков конструкции реактора. Эти мероприятия включали в себя переход на топливо с обогащением 2,4%, установку дополнительных поглотителей в активную зону (и запрет их извлечения более определенного количества), изменение конструкции поглощающих стержней, создание быстродействующей аварийной защиты (время падения стержней 3–4 секунды) и так далее.

Считаю, что авария произошла в основном из-за недостатков конструкции реактора и проекта реакторной установки. Хотя и действия персонала были не адекватными ситуации. Но могли ли операторы и руководитель испытаний действовать по-другому, исходя из той информации, которая была им доступна?

Например, величина парового коэффициента реактивности в конце топливной кампании и на низком уровне мощности не была указана в доступной оперативному персоналу документации. Запретов на выполнение каких-либо операций на низкой мощности не было.

В вину оперативному персоналу можно поставить нарушение ограничения по минимальному количеству поглощающих стержней, введенных в активную зону. Но это расчетная величина, проконтролировать ее можно только с помощью ЭВМ, сигнализация о ее нарушении отсутствует.

К сожалению, еще одна причина Чернобыльской аварии так и не была сформулирована.

По моему мнению, одной из причин аварии на 4 блоке Чернобыльской АЭС является отсутствие взаимопонимания между представителями проектно-конструкторских организаций и эксплуатационным персоналом АЭС.

Это привело с одной стороны к недостаточному пониманию проблем эксплуатации разработчиками проектов АЭС, а с другой стороны – к недостаточному пониманию проектных основ некоторых запретов и ограничений при эксплуатации АЭС эксплуатационным персоналом. То есть, в значительной степени эта причина привела к неправильным действиям операторов, и она же помешала устранить недостатки конструкции реактора.

Конструкторы просто не рассматривали режим работы реактора на низкой мощности как нормальный эксплуатационный режим, не установили для него необходимых ограничений. Операторы не знали о некоторых важнейших свойствах реактора.

По воспоминаниям очевидцев в первые годы развития атомной энергетики в СССР такого явления, как отсутствие взаимопонимания, не было. Тогда специалисты нередко переходили на работу из НИИ на АЭС и обратно. За пультами первых атомных реакторов доктора и кандидаты наук сидели рядом с инженерами. Первые инструкции по эксплуатации реакторных установок писались вместе научными сотрудниками и специалистами по эксплуатации непосредственно на АЭС при вводе новых блоков в эксплуатацию. Тогда и те, и другие хорошо понимали, что они делают одно общее дело и сделать его могут только общими усилиями.

Со временем такое положение изменилось. В проектных институтах почти не осталось специалистов по эксплуатации. На атомных станциях сложились свои коллективы, молодых специалистов стали учить опытные операторы. Ученые, конструкторы и проектировщики практически перестали принимать участие в обучении эксплуатационного персонала, разработке эксплуатационной документации. Разработчики АЭС стали скрывать некоторые результаты своих работ от персонала АЭС.

Отсутствие взаимопонимания между проектно-конструкторскими организациями и эксплуатационным персоналом АЭС привело к низкому качеству эксплуатационной документации.

Основным документом, определяющим порядок эксплуатации блока АЭС, является Технологический регламент безопасной эксплуатации (ТРБЭ). ТРБЭ на АЭС разрабатывались на основе типовых и с учетом особенностей конкретных блоков. Все, кому приходилось иметь дело с ТРБЭ, отмечали, что работать по нему очень сложно, он имеет неудобную и запутанную структуру, содержит множество ссылок на другие пункты.

Основой ТРБЭ являются ограничения, которые налагают Главный конструктор, Генеральный проектировщик и Научный руководитель на эксплуатацию реакторной установки и блока в целом. Это так называемые «эксплуатационные пределы и условия». К сожалению, смысл и причины многих ограничений оставались неизвестными оперативному персоналу. Молодым инженерам на вопросы «а почему?» предлагалось не умничать, а работать по инструкциям. Опытные операторы уже привыкли не задавать подобных вопросов, работать по принципу «надо – значит надо».

Недостатки технологических регламентов (ТРБЭ) российских и украинских АЭС давно известны. Отсутствие обоснований и объяснений эксплуатационных пределов и условий было одним из замечаний в документе МАГАТЭ 1996 года «Вопросы безопасности атомных электростанций с реакторами ВВЭР-1000/320 и приоритеты их решений» (IAEA-EBP-WWER-05). Однако за последние годы ничего в этом направлении не сделано.

На зарубежных АЭС принято, что эксплуатационные пределы и условия должны иметь письменное обоснование (basis). К сожалению, в России это не практикуется, и понятно почему. По существу многие пределы и условия, которые содержатся в российских ТРБЭ, нельзя не только обосновать, но и просто объяснить.

Особенно ярко принципиальная разница в подходах к основам эксплуатации проявилась при разработке Отчетов по обоснованию безопасности для Бушерской и Тяньваньской АЭС. Наши специалисты не смогли доказать иностранным заказчикам, что «у нас все хорошо» и «наш подход лучше». Пришлось разрабатывать ТРБЭ, ориентируясь в основном на типовые технические спецификации АЭС Westinghouse. При этом пришлось также отказаться от использования понятия «пределы безопасной эксплуатации», установленного в Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97.

На сегодняшний день шок от Чернобыльской катастрофы в основном пережит. Стали более осторожными оценки количества погибших (примерно 4000 человек) и пострадавших (примерно 600 000 человек) [7]. Намечается возрождение отечественной атомной энергетики и это внушает надежды. Однако чтобы преодолеть отсутствие взаимопонимания между представителями проектно-конструкторских организаций и эксплуатационным персоналом АЭС необходимо прилагать специальные усилия.

Ведь и сегодня проектировщики не всегда понимают, что их проект должен будет работать в реальных условиях, системы должны заполняться, дренироваться, должен поддерживаться водно-химический режим, выполняться испытания и проверки. А с другой стороны, операторы не всегда понимают идеи, заложенные в основу проекта отдельных систем и блока в целом, поскольку эти идеи остаются в головах проектировщиков и не попадают в документацию в доступном для понимания виде.

На мой взгляд, в рамках программы развития атомной энергетики должно быть отдельное направление, посвященное данной проблеме. Пути решения могут быть следующими:

– глубокое изучение мирового опыта;

– совершенствование нормативной базы;

– стажировка ведущих специалистов проектно-конструкторских организаций на действующих АЭС;

– привлечение ведущих специалистов проектно-конструкторских организаций к подготовке персонала АЭС;

– привлечение ведущих специалистов проектно-конструкторских организаций к разработке и корректировке эксплуатационной документации для действующих АЭС;

– разработка основной эксплуатационной документации для строящихся АЭС в рамках проекта на ранних стадиях, с привлечением эксплуатационного персонала.