Чернобыль. Причины
Дата: 03/06/2020
Тема: Безопасность и чрезвычайные ситуации


Г. Копчинский, Н. Штейнберг 

Прежде чем, говорить о причинах Чернобыльской аварии, надо сказать несколько слов о том, почему СССР пошел по пути разработки и внедрения канальных энергетических реакторов? Ответ прост - водоводяные реакторы требовали крупногабаритных корпусов реакторов и парогенераторов. Только Ижорский завод был способен выпускать подобные изделия, но в количестве, которое не удовлетворяло потребности страны.



АЭС были нужны - они позволяли экономить углеводородные топливные ресурсы, основной источник долларовых поступлений за счет продажи нефти и газа западной Европе. СССР уже в 70-х годах прошлого века «подсел» на газо-нефтяной наркотик.

Реакторы РБМК таких корпусов не имеют. Был накоплен исключительный опыт создания и эксплуатации канальных реакторов двухцелевого назначения. Заказ руководством был сделан и Минсредмаш стремился его выполнить как можно быстрее. Классический пример того, как экономические соображения возобладали над проблемами безопасности.

Ввод в эксплуатацию первого же РБМК-1000 (Ленинградская АЭС, 1973 год) выявил проблемы. Реактор был крайне капризный. Поле энерговыделения «гуляло». Старшему инженеру управления реактором (СИУР) приходилось выполнять десятки операций в минуту, чтобы не допустить превышение предельной мощности технологических каналов (ТК). Уставали не только операторы – с завидным постоянством приходилось менять ключи управления. Бывали режимы, когда у пульта управления реактором стояло два оператора: приходилось «играть в четыре руки».

На малой мощности реактор не имел надежного контроля. Система физического контроля распределения поля энерговыделения (СФКРЭ) начинала давать достоверные показания только на мощности реактора в несколько сот мегаватт. Другая штатная система контроля – ионизационные камеры (ИК), расположенные вокруг активной зоны, в стояночном режиме глушилась мощным гамма - фоном. Вывод реактора на мощность после остановки проходил практически «вслепую».

Ненадежными оказались запорно-регулирующие клапаны (ЗРК) на подаче воды в ТК. Та же картина -измерение расхода теплоносителя в каналах. Фактически эксплуатация реактора проходила без достоверной информации о надежности охлаждения ТК. Каждую смену «выскакивали» сигналы СРВ (снижение расхода по каналу) – защиты не было. По Регламенту разрешалась (и разрешается) работа на время выяснения – есть расход или нет и для принятия мер по восстановлению контроля. А если расхода действительно нет? Что произойдет раньше – найдешь причину или «порвешь» ТК?

В первых планово-предупредительных ремонтах пришлось изменять конструкцию сепарационных устройств барабанов-сепараторов (БС) – тесно и «грязно» внутри БС, но работу сделали. «Выскочила» проблема потери герметичности переходников от циркониевой к стальной части ТК. Началась эпопея их замены.

Отсутствие проектной защиты от прекращения подачи питательной воды привела к тому, что главный инспектор по ядерной безопасности Минсредмаша запретил работу АЭС с реакторами РБМК на номинальной мощности до введения такой защиты. Пришлось собственными силами разработать защиту «стоп питательная вода». В ноябре 1978 годы Чернобыльская АЭС провела испытания и ВСЕ блоки АЭС с реакторами РБМК получили добро работать на номинальной мощности (до этого каждый раз перед выходом на номинал требовалось получать разовое разрешение). Разрешение работать, по-существу, без зашиты, давал не кто ни будь, а главный государственный инспектор по ядерной безопасности – это культура безопасности?

Положительный паровой (пустотный) эффект реактивности, превышающий эффективную долю запаздывающих нейтронов βэфф, все более привлекал к себе внимание особенно по мере удаления из реактора дополнительных поглотителей (ДП) и выхода на стационарный режим перегрузок.Он не только вел к нестабильности поля. Потеря теплоносителя –главная опасность для любого ядерного реактора. А тут она сопровождается еще и угрозой неуправляемого разгона на мгновенных нейтронах.

Блоки с реакторами РБМК не имеют защитной оболочки – отсутствует один из барьеров глубоко эшелонированной защиты!Не разрешенная и сегодня проблема.

Графитовый замедлитель при работе блока на мощности имеет температуру около 7000С, а температура теплоносителя 2700С. Разрыв ТК и попадание теплоносителя в графитовую кладку приводят к мгновенному испарению воды (паровой взрыв). Для РБМК-1000 первого поколения достаточно одновременного разрыва трех ТК, чтобы верхняя плита реактора оказалась там, где она до сих пор находится на 4-ом блоке ЧАЭС. Для вторых очередей допускается разрыв 9 каналов (говорят), но кто это проверял и на каких стендах? А на каждом групповом коллекторе «сидит» более четырех десятков ТК. Надо ли объяснять, к чему может привести разрыв коллектора или прекращение расхода в нем по иной причине? Или опять, «этого не может быть …?» 

И, наконец, положительный выбег реактивности при вводе стержней управления и защиты в активную зону РБМК. Это именно тот эффект, который стал смертельным для 4-го энергоблока.

Перечень вышеуказанных сюрпризов можно продолжить.

Эксплуатация блоков с реакторами РБМК сопровождалась постоянными доводками и реконструкциями для исправления ошибок проекта. Их было недопустимо много. Энергетические установки, призванные вырабатывать электроэнергию превратилив экспериментальные. Прототипа малой мощности не было – все проблемы выявлялись на серийных блоках.

Концевой эффект (положительный выбег реактивности при вводе стержней управления и защиты в активную зону РБМК) был подтвержден при физических пусках энергоблоков №1 Игналинской АЭС и №4 Чернобыльской АЭС. В.А.Сидоренко, в то время директор отделения Курчатовского института, обратился к руководству НИКИЭТ и указал на чрезвычайную опасность этого эффекта. Ответ главного конструктора был обтекаемый: ДА, ЭТОТ ЭФФЕКТ ИЗВЕСТЕН, разрабатываем, принимаем меры и т.п. Увы, никаких мер принято не было. Письмо было направлено на все АЭС, но оперативный персонал с ним ознакомлен не был. Никаких изменений в Технологический регламент главный конструктор не внес. До аварии оставалось 3 года!

В проекте РБМК были предусмотрены укороченные стержни поглотители (УСП), которые вводились в реактор снизу и предназначались для управления полем энерговыделения в нижней части реактора. Курская АЭС предложила внедрить автоматический ввод этих стержней в активную зону по сигналам аварийной защиты. Главный конструктор согласился. Но на каждом блоке автоматический ввод стержней УСП внедрялся на основании отдельного технического решения. Каждый раз согласование этого решения с главным конструктором тянулось месяцами. В проект реакторной установки это решение главный конструктор так и не внес. Почему? Решение по энергоблоку №4 также находилось на согласовании. И должно было быть реализовано во время ремонта, на который энергоблок №4 останавливался 26 апреля. Анализ, выполненный после аварии, показал, что, если бы стержни УСП пошли в зону после нажатия кнопки АЗ – 5, разгон реактора был бы предотвращен.  

Почему же очевидное решение не было внесено в проект? Почему разработчики реактора каждый раз тянули с оформлением решений?

Результаты расследования Правительственной комиссией причин аварии на 4 энергоблоке были засекречены и не доводились до сведения персонала Чернобыльской АЭС. Персонал продолжал жить в неведении о причинах аварии. Но по содержанию мероприятий, которые предстояло внедрить для повышения безопасности энергоблоков с реакторами РБМК, стало очевидным, что произошло.

Сообщение о решениях Политбюро ЦК КПСС от 14 июля 1986 года не очень удивило - было ясно, что вину за аварию «спишут» на электростанцию (а на кого еще?), хотя и отметят определенные грехи в качестве оборудования.

Информация, представленная СССР в 1986 году в МАГАТЭ: «Авария на Чернобыльской АЭС и ее последствия. Информация, подготовленная для совещания экспертов МАГАТЭ (25-29 августа 1986 г. Вена)», когда она стала известной внутри страны, повергло в шок - шедевр фальсификации и лжи. Действия персонала в соответствии с Регламентом были преподнесены всему миру как его нарушения. Ограничения Регламента, которые были введены после аварии, представлялись как действующие до аварии.  Да, справедливо был указан ряд ошибок и нарушений, допущенных персоналом, но не они повлияли на развитие и масштаб аварии. «Забыли» в докладе о роковом дефекте стержней управления и защиты, который стал спусковым крючком аварии. Миру преподнесли беспардонную ложь: прекрасный реактор, но персонал совершил ошибочные действия и взорвал его.

Зачем было лгать? Неужели было не понятно, что специалисты разных стран, на основе представленной в МАГАТЭ информации (описания, схемы, отдельные чертежи), проведут собственные расчеты и поймут, что же произошло на самом деле? Неужели было непонятно, что эта ложь обернется против нас и на многие годы квалификация советских специалистов в ядерной области будет поставлена под сомнение?  

Нет необходимости сейчас углубляться, как и почему надзорный орган начал собственное расследование причин и обстоятельств аварии. Решение секции НТС Госатоэнергонадзора СССР от 15.02.90, первая информация о том, что регулирующий орган начал собственное расследование,вышла в свет безо всяких ограничительных грифов («для служебного пользования» или «секретно»). 

Японская газета «Асахи Симбун» в номере от 17.07.90 привела слова директора ВНИИАЭС А.А. Абагяна, дававшего в 1986 году на специальной сессии МАГАТЭ объяснения по поводу причин катастрофы. На вопрос корреспондента газеты он ответил: «Первопричиной аварии были физические особенности реактора, ошибки персонала играли второстепенную роль». В номере этой же газеты от 31.08.90 А.А. Абагян продолжает: «Я сразу после аварии понял, что она так или иначе связана с конструкцией стержней СУЗ. Но, в то время другие советские ученые не поддерживали эту точку зрения. Поэтому я не мог изложить ее в МАГАТЭ». В заключение Абагян отметил: «Причины аварии были нами поняты почти сразу после аварии, но тогда о них говорили только представители моего института, ВНИАЭС».

Объективности ради надо отметить, что, пожалуй, первым, уже через сутки после аварии на ее причину – положительный выбег реактивности при вводе стержней управления и защиты в активную зону реактора, указал начальник отдела Курчатовского института А.К.Калугин.

Важнейшую роль в понимании аварийного процесса имел отчет Курчатовского института, который быстро спрятали от «посторонних» глаз. Курчатовцы выдвинули 13 возможных версий причин аварии и показали, что именно «концевой эффект стержней СУЗ» стал спусковым крючком катастрофы. Знал ли В.А.Легасов, заместитель директора Курчатовского института, об этом отчете? Безусловно, но докладывал в Вене он совершенно иное.

Специалисты в мире быстро разобрались, что к чему (первыми, кажется, были канадцы) – положительную реактивность внесли в реактор стержни СУЗ и дали толчок его разгону. Остальное доделал невероятный положительный паровой (пустотный) коэффициент реактивности. На следующую Генеральную конференцию МАГАТЭ в 1987 году привезли дополнение к докладу, который был сделан в 1986 году. В дополнении был небольшой, 2 -3 предложения абзац, в котором присутствовало признание, что одновременный ввод большого количества стержней защиты и регулирования может привести к вводу положительной реактивности.

Окончательная версия доклада Госатомэнергонадзора была подписана 4 января 1991 и направлена в Бюро СМ СССР по ТЭК, Минатомэнергопром СССР, Государственную комиссию СМ СССР по чрезвычайным событиям. Содержание доклада противоречило официальной позиции СССР, изложенной в 1986 году. Председатель Бюро СМ СССР по ТЭК, заместитель председателя СМ СССР Л.Д.Рябев, дал поручение Минатомэнергопрому, Госпроматомэнергонадзору, Академии наук и Государственному комитету по науке и технике выполнить дополнительный научно-технический анализ причин и обстоятельств аварии на Чернобыльской АЭС и разработать, при необходимости, комплекс мер по повышению безопасности атомных станций. Совместный доклад надо было представить Правительству СССР.

Работу комиссии по подготовке доклада координировал Л.А.Большов, директор только что созданного Института безопасного развития атомной энергетики АН СССР. Но очень скоро стало ясно, что под давлением главного конструктора суть доклада стала смещаться к позиции СССР, которая была представлена в 1986 году. Другое трудно было ожидать, поскольку членами комиссии, за небольшим исключением, были авторы доклада 1986 года. В.М.Малышев отозвал Н.А.Штейнберга и В.А.Петрова, представителей Госатомэнергонадзора, из состава комиссии.

Доклад в Правительство В.М.Малышев подписать отказался. Затем начались августовские события, закончившиеся развалом СССР. Появился ли итоговый доклад в Правительство, не известно. Впрочем, если и появился, то в это время он уже не мог на что – то повлиять.

Доклад Комиссии Госатомэнергонадзора СССР был направлен в МАГАТЭ. На его основе был пересмотрен доклад INSAG-1 и МАГАТЭ выпустила новый, INSAG-7. Доклад Комиссии Госатомэнергонадзора СССР включен в качестве приложения к этому докладу.

Одной из поставленных перед Комиссией задач был анализ соответствия проекта реакторной установки энергоблока №4 действовавшим в то время основным нормативно-техническим документам: "Правилам ядерной безопасности атомных электростанций" (ПБЯ 04-74) и "Общим положениям обеспе­чения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации" (ОПБ-73).                     

Не вдаваясь в детали (читайте доклад!), выделим только те несоответствия проекта реактора РБМК-1000 нормативным требованиям, которые оказались существенными для возникновения и развития аварии.

Согласно статьи 3.1.6. ПБЯ-04-74, в докладе (отчете) по безопасности блока должен содержаться перечень отступлений от требований Правил. Этого в Техническом обосновании безопасности не было. Не было выполнено обоснование допустимости этих отступлений. Анализ безопасности блока был неполным, а эксплуатационная документация, которой руководствовался в своих действиях персонал, не была адекватна реальным характеристикам реактора.

Согласно статьи 3.2.2. ПБЯ -04-74 (аналогичная статья 2.2.3. ОПБ -73), полный мощностной коэффициент реактивности должен быть отрицательным при любых режимах работы реактора. Если полный мощностной коэффициент реактивности в каких-либо эксплуатационных условиях положителен, проектом должна быть обеспечена и особо доказана ядерная безопасность реакто­ра в стационарных, переходных и аварийных режимах. Формулировка этого пункта – существенное послабление, без которого реактор РБМК-1000 вообще не получил бы права на жизнь. Ядерно-физические и теплогидравлические характеристики активной зоны РБМК-1000 предопределили наличие положительных парового и полного мощност­ного коэффициентов реактивности. Безопасность при таких коэффициентах не была доказана ни для работы на номинальном уровне мощности, ни для промежуточных уровней мощности, ни для переходных и аварийных режимов. РБМК-1000 представлял систему, динамически неустойчивую по отношению к возмущению, как по мощности, так и по паросодержанию. Поведение РБМК-1000 в аварийных ситуациях оставалось неизвестным.

Система сигнализации реактора (статья 3.1.8. ПБЯ-04-74) должна выдавать аварийные и предупредительные сигналы (световые и звуковые) при приближении параметров к установкам срабатывания аварийных защит. Но, например, критический для безопасности параметр, оперативный запас реактивности (ОЗР), не имел сигнализации отклонения от допустимых пределов, тем более, защиты. Нет этой защиты и сегодня! Нет защиты и по снижению расхода теплоносителя в ТК.

ПБЯ-04-74 (статья 3.3.1) требует, чтобы система управления и защиты реактора обеспечивала надежный контроль его мощности (интенсивности цепной реакции), управление и быстрое гашение цепной реакции, а также поддержание ректора в подкритическом состоянии. Низкие скоростные характеристики аварийной защиты (время полного ввода стержней в активную зону из верхнего положения тогда составляло 18с) и дефект конструкции стержней (положительный выбег реактивности) привели к тому, что аварийная защита не только не выполняла своих функций, но и сама инициировала разгон реактора 26 апреля.

Система контроля мощности реактора не выполняла своих функций на малых уровнях мощности. В этих режимах СФКРЭ (в диапазоне 0 – 10% номинальной мощности) была неработоспособной. Контроль на малой мощности геометрически   большого реактора (диаметр активной зоны - 11,8 м, высота -  7,0 м), только на основе боковых ИК представлял существенные трудности. Боковые ИК не «чувствуют» центральные части активной зоны реактора, не «чувствуют» распределения поля по высоте (все камеры расположены напротив середины активной зоны). Оператор на малых уровнях мощности реактора «слепнет», полагаясь в своих действиях на опыт и интуицию, а не на показания приборов.  

Согласно статьи 3.3.5 ПБЯ-04-74, по крайней мере одна из систем воздействия на реактивность должна быть способна перевести  реактор в подкритическое  состояние и поддерживать его в этом сос­тоянии при любых нормальных и аварийных условиях. На самом деле, система управления и защиты 26 апреля не только не перевела реактор в подкритическое состояние, но сама вызвала его разгон.

Статья 3.3.21. ПБЯ-04-74 требовала, чтобы в системе управления и защиты была предусмотрена быстродействующая аварийная защита. Конструкторы реактора руководствовались другой философией: «Реакторы РБМК оснащены большим количеством независимых регуляторов, которые при срабатывании АЗ вво­дятся в активную зону со скоростью 0,4 м/с. Небольшая скорость движения регуляторов компенсируется их большим количеством».                                                     

От ввода в действие ОПБ-73 и ПБЯ-04-74 до аварии прошло более 10 лет. За это время Главным конструктором не было принято эффективных мер для приведенияРБМК в соответствие требованиям норм и правил по безопасности. Столь же бездеятельными в этом вопросе оказались Минсредмаш СССР, Минэнерго СССР и органы Государственного надзора.

Правительственная комиссия ответственными за аварию назвала директора (Брюханова), главного инженера (Фомина), заместителя главного инженера (Дятлова) Чернобыльской АЭС, которые «допустили грубые ошибки в эксплуатации станции и не обеспечили ее безопасность». Правительственная комиссия  ответственными за аварию также назвала:

-     Министерство энергетики и электрификации, допустившее порочную практику проведения различных испытаний и не регламентных работ в ночное время, и бесконтрольность за этими работами; терпимо относившееся к физико-техническим недостаткам реакторов РБМК-1000; не добившееся от Главного конструктора и Научного руководителя реализации мер для повышения надежности этих реакторов; не обеспечившее надлежащей подготовки эксплуатационных кадров;

-     Министерство среднего машиностроения, не принявшее своевременных мер по повышению надежности реакторов типа РБМК в полном соответствии с требованиями «Общих положений обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации»; не предусмотревшее достаточных технических решений обеспечения безопасности реактора;

-     Госатомэнергонадзор, не обеспечивший надлежащего контроля соблюдения правил и норм по ядерной и технической безопасности; не в полной мере использовавший предоставленные ему права; действовавшего нерешительно, не пресекавшего нарушения норм и правил безопасности работниками министерств и ведомств, атомных станций, предприятий, поставляющих оборудование и приборы.

Правительственная комиссия отметила, что система аварийной зашиты реактора не выполнила своих функций, и что авария произошла из-за недостатков конструкции реактора, в частности:

-     наличия положительного парового коэффициента реактивности;

-     проявления положительного общего мощностного коэффициента реактивности, который должен быть отрицательным при всех нормальных и аварийных режимах;

-     неудовлетворительной конструкция стержней системы управления и защиты реактора, которые вводили положительную реактивность при начальном движении их в активную зону;

-     отсутствия в проекте реакторной установки устройства, показывающего значение оперативного запаса реактивности и предупреждающее о подходе к опасному пределу.

Отметим, что акт Правительственной комиссии был подписан задолго до представления доклада СССР в МАГАТЭ. Сравните эти выводы, как всегда, секретные, и доклад, с которым В.А. Легасов выступил в МАГАТЭ. Это был политический доклад и INSAG – 1 следствие той лжи, которую «подсунул» СССР мировому сообществу.

Вернемся к 26 апреля.

Были ли ошибочные действия персонала? Да, и о них сказано в докладе Госпроматомнадзора СССР. Но обвинили персонал в том, что не является нарушениями Регламента и инструкций. Но именно надуманные нарушения стали «изюминкой» доклада в МАГАТЭ и основой для приговора.

Персонал обвинили в том, что он отключил чуть ли не все защиты реактора. Это ложь: все защиты реактора по физическим параметрам были включены, в том числе по превышению мощности и скорости нарастания мощности. Утверждалось, что персонал отключил защиту по уровню воды в БС. И опять ложь. Была изменена установка защитыв соответствие положениям Регламента (изменяется в зависимости от мощности, на которой работает реактор).

Персонал обвинили в том, что он вывел из работы систему аварийного охлаждения реактора. Во-первых, это было предусмотрено программой испытаний, и, во-вторых, это не запрещалось Регламентом. Ошибка в том, что, когда по команде диспетчера энергосистемы испытания были перенесены на более поздний срок, систему аварийного охлаждения надо было ввести в штатный режим. Но эта система никакой роли в аварии не сыграла и не могла сыграть.

Персонал обвинили в том, что он вывел защиту по остановке двух турбин. И опять дезинформация. Операторы обязаны были это сделать в соответствии с Регламентом переключения защит и блокировок: при мощности турбин ТГменее 100 МВт защита реактора от останова двух турбин должна быть выведена.

Все предписанные программой испытания были завершены, и начальник смены блока дал команду на останов. В соответствие п.10.12 инструкции по эксплуатации реактора и п.12.4 Регламента останов реактора производится нажатием кнопки «АЗ-5». Именно так и поступил СИУР. И именно это регламентное действие оказалось роковым.

Низкое значение ОЗР не только ухудшало условия управления реактором – это было известно персоналу, но и оставляло реактор без аварийной защиты – этого персонал не знал. НИ ЗАЩИТПО ПРЕДЕЛЬНЫМ ЗНАЧЕНИЯМ ОЗР, НИ ПРИБОРА КОНТРОЛЯ ОЗР ПРОЕКТОМ НЕ ПРЕДУСМОТРЕНО! Штатная система определения ОЗР по программе «Призма» не давала на низком уровне информации оператору. Оператор мог сделать оценку ОЗР по кривым отравления, которая была приведена в инструкции по управлению реактором. Расчеты показали, чтотакая оценка дала бы ему в час ночи 26 апреля величину ОЗР в районе 15–16 стержней РР. 

Многочисленные послеаварийные исследования, включая работы д.т.н. А.В.Краюшкина (Курчатовский институт) и д.т.н.В.А.Халиманчука (НТЦ Госатомнадзора Украины) показали, что взрывоопасная величина ОЗР перед взрывом была около 18 ст. РР. Но в Регламенте допускалась эксплуатации и при более низком ОЗР, 15 ст. РР. Кто ошибался? Очевидно, не персонал. Задумайтесь, почему в августе, в докладе для МАГАТЭ значение ОЗР выросло до 30 ст. РР?

Низкая мощность реактора и большой расход теплоносителя, близкий к нулевому, недогрев теплоносителя на входе в активную зону, содействовали повышению чувствительности системы к возмущениям, прежде всего, приводящим к увеличению содержания пара в активной зоне. Такое состояние было предопределено включением в работу всех четырех ГЦН на каждой петле. Но никаких ограничений или запретов на режим работы с 4-мя ГЦН на петле в Регламенте не было.

Спустя 20 лет после аварии главный конструктор РБМК–1000 Ю.М.Черкашов в интервью, которое он дал ежемесячному журналу атомной энергетики России (№4 (88), 2006), признает все негативные характеристики реактора и то, что эти характеристики были известны до аварии. Признание главного конструктора, как и всегда, втиснуто в рамки маловероятного стечения обстоятельств, но принципиально это ничего не меняет в определении причин катастрофы.

Детали аварийного процесса можно уточнять, но основные выводы останутся прежними. Попытки найти другие причины аварии: землетрясение, уникальное положение звезд на небосводе, влияние масонов и разного рода небожителей не имеют ничего общего с наукой и здравым смыслом. Это фантазии лиц, не знающих ни физику, ни теплогидравлику ядерных реакторов. Не надо ломиться в открытую дверь. Важнее понять, как стала возможной многолетняя эксплуатация ядерной установки с конструктивными недостатками, проявление которых привело к катастрофическим последствиям.

В реализации и освоении сложных технологий могут быть ошибки, не до конца обдуманные решения. Но почему создатели реактора, зная об этих недостатках, не предупредили персонал: «Такие-то ситуации могут быть опасными. Действуйте так-то». Почему аварийная защита не останавливает, а разгоняет реактор? 

Коллектив АЭС, включая операторов, обязан был знать оборудование, которое ему поставили, и он его знал. Но наступил момент, когда справиться с реактором оператор не смог: авторы проекта не дали ему необходимой информации, не обеспечили его необходимыми средствами. В Регламенте и инструкциях не были указаны те ограничения, незнание которых потом поставили в вину персоналу. Операторы попали в режим, который не был описан и не был запрещен ни одним из действующих к моменту аварии документом.

В мае 1976 года комиссия Минсредмаша расследовавшая аварию на ЛАЭС (ноябрь, 1975),особо выделила проблемы положительного парового эффекта реактивности, отсутствия средств экстренного гашения цепной реакции деления, способные компенсировать положительную реактивность, выделяющуюся при быстром росте паросодержания в активной зоне. Там же зафиксирована позиция Курчатовского института о необходимости внедрения дополнительной, быстрой аварийной защиты. Все это было за 10 лет до катастрофы!

Нельзя сказать, что ничего не делалось для устранениядефицитов безопасности РБМК-1000. Но на такие факты, как положительный выбег реактивности при вводе стержней регулирования в активную зону, реагировать надо было немедленно. Что мешало этому? Беспечность, самоуверенность? Несовершенство методик анализа?

Дать однозначный ответ трудно. Катастрофы можно было избежать. После аварии потребовались не так много времени и средств, чтобы изменить конструкцию управляющих стержней и реализовать другие меры для повышения безопасности РБМК-1000. Беспечность и самоуверенность, недостаток знаний -одна из коренных причин аварии.

В СССР практически до аварии 1986 года, не существовало сильного и независимого регулирующего органа – никакой независимой экспертизы! Не было ядерного законодательства. Только в конце 80-х годов прошлого столетия сложилось   понимание, что нужен закон, регламентирующий деятельность в ядерной области.

В стране была создана нормативная база. Она создавалась специалистами, понимавшими высокую потенциальную опасность ядерной энергетики. Но в ней были сделаны очевидные «уступки» реактору РБМК. Создатели реактора не смогли удовлетворить даже эти, ослабленные, нормативные требования. Попытки указать на это, любая критика РБМК глушились Средмашем. Заслуги этого министерства, особенно в военной сфере, несомненны. В нем была собрана интеллектуальная элита, выдающиеся ученые и специалисты. Но превращать его в государство в государстве, фактически лишать контроля, надевать на его руководителей тогу непогрешимых оракулов – крупнейшая ошибка, которая привела к трагическим последствиям.

Расследование аварии выявило еще одну проблему. Затраты на проведение НИИОКР по безопасности ядерной энергетики, например, в США, были в десять раз выше, чем вСССР.  Миф о том, что ядерная наука и техника СССР имели практически неограниченные финансовые и материальные ресурсы, жив до сих пор. Возможно это и так, если говорить об оружейной части комплекса.  Атомная же энергетика испытывала все присущие народному хозяйству СССР «прелести» хронической нехватки средств, в первую очередь, на исследования в обоснование безопасности и надежности, экспериментальную отработку оборудования и т.д. Отсутствие экспериментальной базы, вычислительной техники, качественной дозиметрической аппаратуры, тренажеров - все это проявилось как при аварии, так и в ходе ликвидаций ее последствий.

К коренным причинам аварии следует отнести и режим секретности, в котором существовала советская ядерная наука и техника. От такого режима пострадала, прежде всего, советская сторона. Создавая вокруг отечественной ядерной энергетики своеобразный «железный занавес», мы теряли возможность сопоставить свои разработки с тем, что делается в мире, отставая все больше и больше по ряду важнейших направлений. Не допускался даже обмен информацией между АЭС, принадлежавших разным ведомствам!

На Западе уже с 60–х годов прошлого века был обязательным тщательный анализ безопасности АЭС до принятия решения о строительстве. Американский стандарт RG 1:70, регламентирующий требования к структуре и содержанию отчета, суммирующего результаты такого анализа, стал образцом для мирового ядерного сообщества. Ничего подобного у нас не было. Практика лицензирования сооружаемых АЭС в СССР отсутствовала. Отставание в методике анализа безопасности, его математического обеспечения были существенны. Чернобыльская трагедия открыла глаза на этот неприятный факт.И дело не только в том, что эти работы недостаточно финансировались - многие специалисты считали, что в вопросах безопасности мы «собаку съели» и нечего играться в какие-то бумажные игры. Дорого обошлась эта профессиональная самоуверенность.

Не менее негативную роль и практическое закрытие ядерной энергетики от общественного контроля в своей собственной стране. И это тоже одна из коренных причин аварии.

Интерес к Чернобыльской катастрофе, по-видимому, не утихает. Однако, странным выглядят попытки ее рассмотрение по неким публикациям корреспондентов, других весьма далеких от ядерной энергетики лиц, устным заявлениям и т.д. Нам кажется полезным, чтобы редакция сайта Proatom.ru на своих страницах или в специальном приложении (техника позволяет любые варианты), разместила некоторые документы, которые были бы весьма полезны для заинтересованных специалистов. Например, отчет Курчатовского института (1986 год) о причинах аварии, Акт Правительственной комиссии (1986 год), если с него снят гриф «секретно», доклады СССР в МАГАТЭ 1986 и 1987 годов, публикации Кудрявцева и Федуленко на вашем сайте, мероприятия по повышению безопасности РБМК (июнь 1986 года), доклад Госатомэнергонадзора (1991 год), интервью Ю.М.Черкашова (журнал Росэнергоатома, №4, 2006), там же краткая заметка А.А.Абагяна.

Ознакомление с документами позволит специалистам самостоятельно разобратьсяв причинах аварии, извлечь уроки для себя, сформулировать профессиональные запросы, поставить самим себе задачи для углубления знаний процессов в нашей не самой простой отрасли знаний и практики. Это необходимо, чтобы избежать даже малой толики того, что пришлось пережить в 1986 году, чтобы никому не пришлось оказаться в той ситуации, в которую попал персонала Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 года. Каждому, кто занят в процессах, так или иначе влияющих на ядерную безопасность, важно извлечь уроки из аварии 1986 года, чтобы предотвратить серьезные проблемы сегодня и в будущем.







Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=9208