Приближается 25-летие одной из самых крупных техногенных катастроф в современной истории - ядерной катастрофе на Чернобыльской АЭС. Давайте поделимся документами, фото, воспоминаниями о происшедшей аварии.
Вот что об этом пишет википедия
Чернобыльская АЭС расположена в восточной части белорусско-украинского Полесья на севере Украины в 11 км от границы с Белоруссией, на берегу реки Припять, впадающей в Днепр. К западу от трехкилометровой санитарно-защитной зоны АЭС располагается покинутый городПрипять, в 18 км к юго-востоку от станции находится бывший районный центр — покинутый город Чернобыль, в 110 км к югу — город Киев [править] Описание станции
Космический снимок ЧАЭС и окрестностей со станции «Мир», 27 апреля 1997 года
Первая очередь ЧАЭС (первый и второй энергоблоки с реакторамиРБМК-1000) была построена в 1970—1977 годах, вторая очередь (третий и четвертый энергоблоки с аналогичными реакторами) была построена на этой же площадке к концу 1983 года. В 1981 году в 1,5 км к юго-востоку от площадки первой—второй очереди было начато строительство третьей очереди — пятого и шестого энергоблоков с такими же реакторами, остановленное после аварии на четвёртом энергоблоке при высокой степени готовности объектов.
Непосредственно в долине реки Припять к юго-востоку от площадки АЭС для обеспечения охлаждения конденсаторовтурбин и других теплообменников первых четырех энергоблоков построен наливной пруд-охладитель площадью 22 км² и уровнем воды на 3,5 м ниже отметки планировки площадки АЭС. Для обеспечения охлаждения теплообменников третьей очереди планировалось использовать возводимые рядом с пятым и шестым строящимися блоками градирни.
Проектная генерирующая мощность ЧАЭС составляла 6000 МВт, по состоянию на апрель 1986 года в эксплуатации были задействованы четыре энергоблока с реакторами РБМК-1000 суммарной генерирующей мощностью 4000 МВт[3] На момент аварии Чернобыльская АЭС, наряду с Ленинградской и Курской, была самой мощной в СССР (По данным МАГАТЭ пуск четвертого энергоблока Курской АЭС состоялся в феврале1986 года, и он ещё только выходил на проектную мощность[4]). По неподтвержденным сведениям всего на ЧАЭС планировалось ввести до 12 реакторов, но это не более, чем городская легенда.
После 23 лет и одного дня эксплуатации 15 декабря2000 года станция прекратила генерацию электроэнергии. В настоящее время ведутся работы по выводу из эксплуатации Чернобыльской АЭС и преобразованию разрушенного в результате аварии четвертого энергоблока в экологически безопасную систему [5][6][7] [править] История
В соответствии с Постановлением Совета Министров СССР от 29 июня1966 года, утверждавшим план ввода атомных станций в 1966—1977 годах, было запланировано задействовать энергетические мощности в размере 11 900 МВт, в том числе с реакторами РБМК — 8 000 МВт. Одна из атомных электростанций должна была компенсировать дефицит электроэнергии в Центральном энергетическом районе — самом крупном в Объединённой энергосистеме (ОЭС) Юга. Ввод в эксплуатацию первого энергоблока первой атомной электростанции на Украине планировался в 1974 году, второго — в 1975 году.
АЭС на карте Украины — Остановленные — Эксплуатируемые — Недостроенные
Для поиска пригодной и наиболее подходящей площадки для размещения атомной электростанции в период 1965—1966 гг. Киевским отделением проектного института «Теплоэлектропроект» были обследованы 16 пунктов в Киевской, Винницкой и Житомирской областях.
Площадка была выбрана в 4 км от села Копачи Чернобыльского района, на правом берегу реки Припять в 15 км от города Чернобыль вблизи станция Янов железнодорожной линии Чернигов — Овруч. По итогам обследования земли, на которых она располагалась, были признаны малопродуктивными. Установлено было также соответствие требованиям водообеспечения, транспорта и санитарно-защитной зоны.
Данная площадка была рекомендована Государственной комиссией и согласована с Киевским обкомом КПУ, Киевским облисполкомом, Министерством энергетики и электрификации УССР и другими заинтересованными организациями. 18 января1967 года Коллегией Госплана УССР рекомендовано место размещения АЭС около села Копачи Киевской области, будущей станции дано название Чернобыльская. 2 февраля 1967 года Постановлением ЦК КПСС и Совета Министров СССР утверждены рекомендации Госплана УССР о размещении АЭС около села Копачи Киевской области. [править] Выбор типа энергоустановки
Проектное задание на строительство Чернобыльской АЭС мощностью 2000 МВт было выполнено Уральским отделением института «Теплоэлектропроект». Утвержденное 29 сентября 1967 года Минэнерго СССР задание было разработано для трех видов реакторов:
Основная статья: РБМК
Приказом Минэнерго СССР от 30 марта 1970 года дальнейшее проектирование Чернобыльской АЭС было поручено институту «Гидропроект». Проект реакторного отделения первой очереди ЧАЭС выполнен субподрядчиком — институтом ВНИПИЭТ Минсредмаша СССР.
Чернобыльская АЭС стала третьей станцией с реакторами типа РБМК-1000 после Ленинградской и Курской АЭС, принятых в эксплуатацию, соответственно, в 1973 и 1976 годах.
Решение в пользу бескорпусного реактора РБМК было принято в связи с отсутствием в стране необходимых производственных мощностей для серийного изготовления в необходимых количествах высокопрочных корпусов больших размеров для реакторов типа ВВЭР, широко применяемых в других странах. В связи с этим строительство реакторов РБМК позволяло обеспечить быстрое наращивание энергогенерирующих мощностей страны, развитие атомной энергетики. Отсутствие корпуса, имеющего ограничения по габаритным размерам, позволяло обеспечить достижение бо́льшей генерирующей мощности энергоблока (блочной мощности) — 1 000, а в последующем 1 500 МВт. Проекты реакторов ВВЭР того времени имели ограничение блочной мощности в 440 МВт, только к 1980 году удалось её довести до 1 000 МВт. Вместе с тем реактор РБМК позволяет производить перегрузку ядерного топлива без снижения мощности, что обеспечивает повышение коэффициента использования его мощности и экономичности энергоблока в целом.[8]
Научным руководителем проекта РБМК-1000 был назначен Институт атомной энергии им. Курчатова (ИАЭ), а главным конструктором — Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники (НИКИЭТ) Минсредмаша СССР. Постановлением ЦК КПСС и Совета Министров СССР от 28 мая1969 года был утверждён сметно-финансовый расчёт на строительство первоочередных объектов Чернобыльской ГРЭС. Строительство электростанции было поручено коллективу Кременчуггэсстроя[9]. Возглавили Управление строительства станции и города-спутника АЭС начальник управления Кизима В. Т. и главный инженер Луков И. П. Приказом Министра энергетики и электрификации СССР от 17 декабря 1969 года с 1 января1970 года организовывается дирекция Чернобыльской ГРЭС. В апреле 1970 года директором Чернобыльской АЭС имени В.И. Ленина назначен Брюханов В. П., возглавлявший строительство и эксплуатацию станции до апреля 1986 года. 4 февраля1970 года начаты работы по строительству будущего города энергетиков — Припяти. В мае 1970 года начинается разметка котлована под 1-й энергоблок ЧАЭС, в июле следующего, 1971 года, завершается строительство ЛЭП 110 кВ подстанции Чернобыльская, а 7 декабря того же года создается постоянно действующая комиссия по принятию объектов Чернобыльской АЭС. В День строителя — 15 августа 1972 года в 11 часов дня был торжественно уложен первый кубометр бетона в основание деаэраторной этажерки главного корпуса первой очереди станции, произведена закладка нержавеющей капсулы с письмом к будущим поколениям.
Установленные сроки пуска 1-го энергоблока в 1975 году уже с начала строительства оказались под угрозой срыва в связи с низкими темпами проектных, строительных работ и несоблюдением сроков поставок оборудования смежными организациями[10]. 14 апреля1972 года вышло Постановление ЦК КП Украины и Совета Министров УССР № 179 «О ходе строительства Чернобыльской атомной электростанции». В постановлении отмечено, что управление строительства «Кременчуггэсстрой» Министерства энергетики и электрификации СССР медленно разворачивает строительство Чернобыльской атомной электростанции. План работ не выполняется. Строительно-монтажные работы выполняются на низком инженерном уровне, допускаются большие потери рабочего времени строителей, недостаточно используется строительная техника. Дирекция атомной электростанции несвоевременно и некомплектно выдает на строительство необходимую проектно-сметную документацию. Длительное время не решается вопрос о резервном источнике электроснабжения строительства.30 января1973 года оформлено решение Минэнерго СССР «О вводе в действие 1 энергоблока ЧАЭС в 1975 году». Выполнение указанного решения было сорвано, и 30 апреля 1975 года первый секретарь ЦК КПУ В. В. Щербицкий подал докладную записку о проблемах обеспечения строящейся АЭС оборудованием Председателю Совета Министров СССР А. Н. Косыгину. После этого уже в октябре на ЧАЭС начали поступать первые тепловыделяющие сборки.
Постановлением ЦК КПСС и Совета Министров СССР от 15 августа 1972 года № 648-200 запланировано строительство второй очереди ЧАЭС в 1976—1981 гг. Решением Минэнерго СССР от 30 марта 1972 года утверждено технико-экономическое обоснование увеличения генерирующей мощности ЧАЭС до 4000 МВт, а 4 января 1974 года принято совместное решение Минэнерго и Минсредмаша СССР о проектировании и строительстве второй очереди. Технический проект второй очереди утвержден постановлением Совета Министров от 1 декабря 1975 года № 2638Р.
В 1977 году на промплощадке станции для обслуживания эксплуатационников и многочисленных бригад строителей функционировали четыре столовые — «Фиалка», «Ромашка», «Эврика», «Электроника»[11].
Первые годы эксплуатационный персонал и строители проживали в общежитиях, а также на съёмной жилплощади в сёлах вокруг строящейся станции.[11]
Для обеспечения занятости членов семей работников станции было предусмотрено строительство ряда предприятий в городе Припять. Так, в 1985 году построен завод «Юпитер». [править] Пуск первого энергоблока
16 мая1975 года приказом директора ЧАЭС создана комиссия по подготовке и проведению пуска 1-го энергоблока. С начала октября 1975 года на склад свежего топлива стали поступать первые топливные сборки. В связи с отставанием от плановых сроков по критическим позициям графика пуска блока была организована круглосуточная работа, 23 ноября издан приказ директора об организации непрерывных работ по графитовой кладке 1-го энергоблока. 15 мая1976 года в соответствии с требованиями технического проекта и СЭС установлен регулярный дозиметрический контроль в районах зоны прилегания к АЭС. В октябре 1976 года приступили к заполнению пруда-охладителя. В этом же году для выполнения наладки, а также обеспечения ремонта энергетического оборудования машинного зала на ЧАЭС был организован производственный участок предприятия «Львовэнергоремонт».
В начале мая 1977 года коллектив монтажников, строителей, наладчиков и эксплуатационный персонал ЧАЭС приступили к пуско-наладочным работам на 1-м энергоблоке. С 8 июня 1977 года в связи с началом работ по сборке топлива была организована зона строгого режима (ЗСР). 1 августа в 20:10 произведена загрузка первой ТВС, а 14 августа в 11:55 полномасштабная загрузка топлива была завершена. 18 сентября 1977 года в 16:17 начался подъем мощности реактора и 26 сентября в 20:19 включен в сеть турбогенератор № 2 первого блока. Турбогенератор № 1 включен в сеть 2 ноября. 14 декабря 1977 года подписан Акт приемки первого энергоблока ЧАЭС в эксплуатацию, 24 мая1978 года первый энергоблок был выведен на мощность 1 000 МВт. [править] Пуск второго энергоблока
16 ноября1978 года начался физический пуск второго энергоблока, 19 декабря приступили к подъему мощности реактора второго энергоблока и 21 декабря произведено включение в сеть турбогенератора № 3. 10 января1979 года дал промышленный ток турбогенератор № 4, подписан Акт приёмки второго энергоблока. 22 апреля 1979 года Чернобыльская АЭС выработала первые десять миллиардов кВт·ч. 28 мая 1979 года энергоблок № 2 выведен на проектную мощность 1 000 МВт, которая была освоена за 5 месяцев. 5 октября 1979 года первая очередь Чернобыльской АЭС в составе двух энергоблоков выведена на номинальную мощность 2 000 МВт. На освоение первого энергоблока ЧАЭС ушло 8 месяцев, на освоение второго — 5 месяцев. 21 октября1980 года поставлена под напряжение ЛЭП 750 кВ. [править] Пуск третьего энергоблока
3 декабря1981 года осуществлен энергетический пуск третьего энергоблока. 8 марта1982 года на ЧАЭС выработано первые 50 миллиардов кВт·ч электроэнергии. 9 июня 1982 года на третьем энергоблоке освоена проектная мощность 1 000 МВт. [править] Пуск четвёртого энергоблока
25 ноября1983 года на реакторе 4-го энергоблока загружена первая ТВС, а 21 декабря турбогенератор № 7 уже включен в сеть. 30 декабря включен в сеть турбогенератор № 8. 28 марта1984 года 4-й энергоблок выведен на проектную мощность 1 000 МВт. 21 августа1984 года на Чернобыльской АЭС выработано первые 100 миллиардов кВт·ч электроэнергии.
9 сентября 1982 года после выполненного среднего планового ремонта во время пробного пуска реактора 1-го энергоблока на мощности 700 МВт тепловых при номинальных параметрах теплоносителя произошло разрушение тепловыделяющей сборки и аварийный разрыв технологического канала № 62-44. Вследствие разрыва была деформирована графитовая кладка активной зоны, в реакторное пространство выброшено значительное количество радиоактивных веществ из разрушенной тепловыделяющей сборки. Тяжелые последствия аварии обусловлены несрабатыванием аварийной защиты и длительным (в течение 20 минут) удержанием реакторной установки после разрыва канала на мощности 700 МВт тепловых[12].
Следствием разрыва канала явился выброс радиоактивной парогазовой смеси из реакторного пространства блока № 1 в аварийный конденсатор, трубопровод связи газовых контуров блоков и далее под колокол мокрого газгольдера. В этой части газового контура произошло кратковременное повышение давления, что привело к забросу до 800 кг воды из гидрозатворов в реакторное пространство блока № 2, работавшего на номинальной мощности. За счет испарения заброшенной воды произошло резкое повышение давления в реакторном пространстве блока № 2, что в свою очередь привело к выдавливанию остальных гидрозатворов со стороны реакторного пространства. Парогазовая смесь из реакторного пространства блока № 2 выбрасывалась под колокол мокрого газгольдера и далее через его опорожненный гидрозатвор вместе с радиоактивной парогазовой смесью из реакторного пространства блока № 1 — в вентиляционную трубу и атмосферу. В результате выброса радиоактивными веществами была загрязнена значительная территория. Для ликвидации последствий этой аварии потребовалось около 3 месяцев ремонтных работ. Канал 62-44 и участок активной зоны, непосредственно примыкающий к разрушенному каналу, навсегда выведен из работы[12].
По официальным данным, авария не оказала значимого воздействия на окружающую среду. Повышенные уровни радиоактивного загрязнения окружающей среды были кратковременными[источник?].
После аварии проектантами были разработаны и реализованы мероприятия по предупреждению подобных инцидентов[источник?].
До сегодняшнего дня нет единого мнения. Существует две версии причины, вызвавшей разрыв канала[12]:
прекращение циркуляции теплоносителя в канале вследствие грубого нарушения персоналом цеха наладки технологического регламента во время регулирования поканальных расходов воды[13] или попадания в канал инородного предмета[14];
остаточное внутреннее напряжение в стенках циркониевой канальной трубы, возникшее вследствие самовольного изменения заводом технологии её производства[15].
[править] Авария в апреле 1986 года, ликвидация последствий
26 апреля1986 года в ходе проведения проектных испытаний одной из систем обеспечения безопасности примерно в 1:23 произошёл взрыв, который полностью разрушил реактор. Здание энергоблока, кровля машинного зала частично обрушились. В различных помещениях и на крыше возникло более 30 очагов пожара[16]. Основные очаги пожара на крыше машинного зала к 2 часам 10 минутам и на крыше реакторного отделения к 2 часам 30 минутам были подавлены. К 5 часам 26 апреля пожар был ликвидирован[16]. После разотравления топлива разрушенного реактора приблизительно в 20 часов 26 апреля в разных частях центрального зала 4 блока возник пожар большой интенсивности. К тушению данного пожара вследствие тяжелой радиационной обстановки и значительной мощности горения штатными средствами не приступали. Для ликвидации возгорания и обеспечения подкритичности дезорганизованного топлива использовалась вертолётная техника. В первые часы развития аварии остановлен соседний 3-й энергоблок, произведены отключения оборудования 4-го энергоблока, разведка состояния аварийного реактора. В результате аварии произошёл выброс в окружающую среду до 14×1018 Бк, что составляет примерно 380 миллионов кюрирадиоактивных веществ, в том числе изотоповурана, плутония, иода-131, цезия-134, цезия-137, стронция-90. Непосредственно во время взрыва на четвёртом энергоблоке погиб только один человек, ещё один скончался утром от полученных травм. 27 апреля 104 пострадавших эвакуированы в Московскую больницу № 6. Впоследствии, у 134 сотрудников ЧАЭС, членов пожарных и спасательных команд развилась лучевая болезнь, 28 из них умерли в течение следующих нескольких месяцев.
Для ликвидации последствий аварии распоряжением Совета Министров СССР была создана правительственная комиссия, председателем которой был назначен заместитель председателя Совета министров СССР Б. Е. Щербина. Основная часть работ была выполнена в 1986—1987 годах, в них приняли участие примерно 240 000 человек. Общее количество ликвидаторов (включая последующие годы) составило около 600 000. В первые дни основные усилия были направлены на снижение радиоактивных выбросов из разрушенного реактора и предотвращение ещё более серьёзных последствий.
Саркофаг над четвёртым блоком
Затем начались работы по очистке территории и захоронению разрушенного реактора. Обломки, разбросанные по территории АЭС и на крыше машинного зала были убраны внутрь саркофага или забетонированы. Вокруг 4-го блока приступили к возведению бетонного «саркофага» (т. н. объект «Укрытие»). В процессе строительства «саркофага» было уложено свыше 400 тыс. м³ бетона и смонтированы 7 000 тонн металлоконструкций. Его возведение завершено и Актом Государственной приёмочной комиссии законсервированный четвёртый энергоблок принят на техническое обслуживание 30 ноября1986 года. Приказом № 823 от 26 октября для эксплуатации систем и оборудования объекта «Укрытие» организован реакторный цех четвёртого блока. 22 мая 1986 года постановлением ЦК КПСС и Совета Министров СССР № 583 был установлен срок ввода в эксплуатацию энергоблоков № 1 и 2 ЧАЭС — октябрь 1986 года. В помещениях энергоблоков первой очереди проводилась дезактивация, 15 июля 1986 года окончен её первый этап. В августе на второй очереди ЧАЭС произведено рассечение коммуникаций, общих для 3-го и 4-го блоков, возведена бетонная разделительная стена в машинном зале. После выполненных работ по модернизации систем станции, предусмотренных мероприятиями, утверждёнными Минэнерго СССР 27 июня1986 года и направленными на повышение безопасности АЭС с реакторами РБМК, 18 сентября получено разрешение на начало физического пуска реактора первого энергоблока. 1 октября 1986 года запущен первый энергоблок и в 16 ч 47 мин произведено подключение его к сети. 5 ноября произведен пуск энергоблока № 2. 24 ноября1987 года приступили к физическому пуску реактора третьего энергоблока, энергетический пуск состоялся 4 декабря. 31 декабря 1987 года решением Правительственной комиссии № 473 утверждён акт приёмки в эксплуатацию 3-го энергоблока ЧАЭС после ремонтно-восстановительных работ.
Третья очередь ЧАЭС, недостроенные 5 и 6 энергоблоки, 2008 год
Строительство 5-го и 6-го блоков было прекращено при высокой степени готовности объектов. Существовало мнение о целесообразности окончания строительства и пуска 5-го блока, имевшего незначительные уровни радиационного загрязнения, вместо проведения масштабной дезактивации 3-го блока для его дальнейшей эксплуатации[17].
В первые дни после аварии было эвакуировано население города-спутника ЧАЭС — Припять и жителей населенных пунктов в 10-километровой зоне. В последующие дни эвакуировано население других населённых пунктов 30-километровой зоны. 2 октября 1986 года принято решение о строительстве нового города для постоянного проживания работников Чернобыльской АЭС и членов их семей после аварии на ЧАЭС — Славутича. 26 марта 1988 года выдан первый ордер на заселение квартир.
В результате аварии из сельскохозяйственного оборота было выведено около 5 млн. га земель, вокруг АЭС создана 30-километровая зона отчуждения, уничтожены и захоронены сотни мелких населённых пунктов, около 200 000 человек было эвакуировано из зон, подвергшихся загрязнению.
Авария оценена по 7 уровню шкалы INES. [править] Пожар 23 мая 1986 года
23 мая 1986 года в 14:40 на отметке +12.50 в кабельных туннелях помещений 402/3 (помещение двигателей главных циркуляционных насосов [ГЦН]) и 403/3-4 (помещение шахт опускных трубопроводов) четвёртого аварийного энергоблока вследствие короткого замыкания в силовом кабеле 3-го и 4-го блоков возник пожар[18]. Горели кабели силовых сборок, пластикат, смазочное масло. Пожар продолжался около 7 часов.
Работы по ликвидации были затруднены из-за высоких значений экспозиционной дозырадиоактивного излучения, возникшего в результате аварии 26 апреля. Тушение производилось малыми группами при минимальном времени пребывания расчётов у очага пожара с использованием бронетехники. Для ликвидации возгорания потребовалось до 8 часов, участие приняли 268 пожарных, получившие значительные дозы облучения[источник?]. [править] Пожар в 1991 году
11 октября1991 года при снижении оборотов турбогенератора № 4 второго энергоблока для последующего его останова и вывода в ремонт сепаратора-пароперегревателя СПП-44 произошла авария[источник?] по не зависящим от реакторной установки причинам.
В 20:10 по киевскому времени из-за повреждения изоляции кабельного монтажа несанкционированно было подано номинальное напряжение сети на практически остановленный генератор, который был переведен в непроектный «двигательный» режим. В результате значительной вибрации произошло разуплотнение подшипников и системы уплотнения генератора, выброс с последующим воспламенением водорода и масла в районе подшипников генератора. Реактор энергоблока № 2 был заглушен. В машинном зале возник пожар, произошло обрушение кровли машинного зала, что повлекло за собой повреждения оборудования, участвовавшего в обеспечении безопасности и в расхолаживании реактора. Пожар на турбогенераторе № 4 был ликвидирован к 02:20 12 октября силами караула пожарной охраны ЧАЭС[источник?].
В результате аварии был повреждён турбогенератор № 4 и возбудителя генератора, выгорело 180 т турбинного масла и 500 м³ водорода, произошло обрушение 2 448 м² кровли машзала (из 20 502 м²), вес обрушенных конструкций превышает 100 т[источник?]. Выброс радиоактивных аэрозолей, образовавшихся при горении элементов кровли со следами загрязнения от аварии 1986 года, через проем разрушений кровли машинного зала составил 3,6×10 Ки. Общий выброс во время данного нарушения в работе составил 1,4×10 Ки (в пределах допустимого суточного выброса в атмосферу 1,5×10 Ки)[источник?]. Облучения персонала сверх установленных контрольных уровней не было. 63 участника ликвидации пожара из числа эксплуатационного персонала и пожарных получили дозы от 0,02 до 0,17 Бэр (сЗв), что не превышает двухнедельных доз. Облучения населения не произошло, статистически значимого увеличения концентрации аэрозолей в приземном слое атмосферы в 30-км зоне не зафиксировано.
Несмотря на многочисленные отказы систем и оборудования[источник?], сопровождавшие аварию, реактор оставался в подконтрольном состоянии.
Непосредственно после пожара Чернобыльская АЭС запланировала и приступила к реализации ряда мероприятий по выполнению ремонтно-восстановительных работ на энергоблоке № 2 по ликвидации последствий пожара[источник?], реализовать которые в полном объёме не удалось из-за последующего принятия окончательного решения о закрытии Чернобыльской АЭС.
22 сентября1997 года начата реорганизация ПО «Чернобыльская АЭС» и её вхождение в структурное подразделение НАЭК «Энергоатом»[19]. 25 апреля2001 года ЧАЭС реорганизована в Государственное специализованое предприятие Чернобыльская АЭС[20], а 15 июля2005 года передана в сферу управления МЧС Украины[2]. 17 февраля1990 года Верховный Совет Украинской ССР[21] и Совет Министров Украинской ССР[22] определили срок вывода из эксплуатации энергоблоков Чернобыльской АЭС в 1995 году, 17 мая Совет Министров СССР выдал распоряжение о разработке программы вывода из эксплуатации энергоблоков. 2 августа того же года Верховный Совет Украинской ССР объявил Мораторий на строительство новых атомных станций и на увеличение мощности существующих сроком на пять лет[23].
Пожар 11 октября 1991 года на втором энергоблоке послужил основанием для решения Верховного Совета Украины об останове и немедленном выводе из эксплуатации второго энергоблока Чернобыльской АЭС, а также об останове первого и третьего энергоблоков в 1993 году[24]. Однако уже в 1993 году Мораторий 1990-го года на строительство новых атомных электростанций был досрочно снят[25] и по предложению Кабинета Министров Украины[26] принято решение о продолжении эксплуатации Чернобыльской АЭС в течение срока, определяемого ее техническим состоянием.
Под влиянием мировой общественности и взятых на себя обязательств[27] было принято окончательное решение о выводе из эксплуатации Чернобыльской АЭС. Постановлением Кабинета Министров Украины от 22 декабря1997 года признано целесообразным произвести досрочное снятие с эксплуатации энергоблока № 1, остановленного 30 ноября 1996 года[28]. Постановлением Кабинета Министров Украины от 15 марта1999 года признано целесообразным произвести досрочное снятие с эксплуатации энергоблока № 2[29], остановленого после аварии в 1991 году. 11 декабря 1998 года был принят Закон Украины[5], определивший особенности правовых отношений во время дальнейшей работы ЧАЭС и досрочного снятия с эксплуатации энергоблоков, преобразования разрушенного четвёртого энергоблока в экологически безопасную систему, а также защиту персонала Чернобыльской АЭС. 29 марта 2000 года Кабинетом Министров Украины принято решение о досрочном снятии с эксплуатации энергоблока № 3 и окончательном закрытии Чернобыльской АЭС[30] до конца 2000 года. В апреле Указом Президента Украины была создана Межведомственная (правительственная) комиссия по комплексному решению проблем Чернобыльской АЭС. Указом Президента Украины от 25 сентября[31] создан Организационный комитет по подготовке и проведению мероприятий, связанных с Актом закрытия Чернобыльской АЭС. В утвержденных 19 октября 2000 года Президентом Украины Мероприятиях к закрытию Чернобыльской атомной станции[32], а также в Постановлении Кабинета Министров Украины от 29 ноября[33] определён срок окончательного останова и перевода в режим снятия с эксплуатации 3-го блока ЧАЭС — 12:00 15 декабря2000 года.
5 декабря были проведены парламентские слушания с участием иностранных представителей в связи с закрытием ЧАЭС. Накануне закрытия, 14 декабря 2000 года, состоялся рабочий визит на Чернобыльскую АЭС Президента Украины Л. Д. Кучмы. Во время встречи с персоналом станции Президент заверил, что ни один работник не останется без социальной защиты. Принятое Постановление Кабинета Министров Украины от 29 ноября[34] «О мероприятиях по социальной защите работников Чернобыльской АЭС и жителей города Славутич в связи с закрытием станции» определило комплекс мер по смягчению социальных последствий. 5 декабря 2000 года из-за неполадок в системе защиты реактор третьего энергоблока был остановлен. 14 декабря реактор был запущен на 5 % мощности для церемонии остановки и 15 декабря 2000 года в 13 часов 17 минут по приказу Президента Украины во время трансляции телемоста Чернобыльская АЭС — Национальный дворец «Украина» поворотом ключа аварийной защиты пятого уровня (АЗ-5) реактор энергоблока № 3 Чернобыльской АЭС был остановлен навсегда и станция прекратила генерацию электроэнергии. [править] Работа станции после остановки
15 декабря 2000 года для коллектива ЧАЭС начался принципиально новый этап — период снятия остановленных энергоблоков с эксплуатации, являющийся важным звеном всего жизненного цикла любой АЭС. Для выполнения этой задачи решением правительства Чернобыльская АЭС была выведена из состава компании «Энергоатом» и преобразована в государственное специализированное предприятие. На основе ремонтной службы ЧАЭС в составе «Энергоатома» создано предприятие «Атомремонтсервис», где сегодня работают 730 человек, более трехсот из которых – бывшие работники Чернобыльской АЭС. Созданный на базе управления противоаварийными действиями Чернобыльской АЭС учебно-аварийный центр компании «Энергоатом» также укомплектован, в основном, бывшими работниками ЧАЭС.
Грамоткин И. И. — с 1988 по 1995 год — начальник смены реакторного цеха. С 11 августа 2005 года по настоящее время — генеральный директор ГСП «Чернобыльская АЭС».
Билык А. А. — технический директор — главный инженер по настоящее время.
Дятлов А. С. — заместитель главного инженера по эксплуатации второй очереди до 1986 года.
Карпан Н. В. — заместитель начальника ядерно-физической лаборатории отдела ядерной безопасности (на 1986 год), заместитель главного инженера ЧАЭС по науке и ядерной безопасности до 1989 года.
Кизима В. Т. — Начальник Управления строительства Чернобыльской АЭС с 1970 года.
Луков И. П. — Главный инженер Управления строительства Чернобыльской АЭС с 1970 года.
↑ В связи с принципиальным изменением профиля работ в сторону строительства атомных электростанций приказом Министра энергетики и электрификации СССР за № 252 от 5 июля 1974 года Управление строительства «Кременчуггэсстрой» было реорганизовано в Строительно-монтажный трест «Южатомэнергострой».
↑ 123Н.В.Карплан Часть 3.Анализ проекта реактора РБМК-1000 // [1]. — Киев: Кантри Лайф, 2005. — С. 297—300. — ISBN 966-96377-4-0
↑ «Анализ нарушений в работе энергоблоков Минатомэнерго СССР в 1987 году. Рекомендации и мероприятия по повышению надежности и безопасности» М., ВНИИАЭС,1988, стр. 36-43
Авария на Чернобыльской АЭС: Опыт преодоления. Извлеченные уроки / А. В. Носовский, В. Н. Васильченко, А. А. Ключников, Б. С. Пристер; Под ред. А. В. Носовского. — К.: Техніка, 2006. — 263 с. ISBN 966-575-113-1
Карпан Н. В. Чернобыль. Месть мирного атома / Исторический обзор этапов развития атомной науки и техники. Анализ причин событий Чернобыльской катастрофы/ Киев: ЧП «Кантри Лайф», 2005. ISBN 966-96377-4-0
Авария на Чернобыльской АЭС, Черно́быльская ава́рия — разрушение 26 апреля1986 года четвёртого энергоблока Чернобыльской атомной электростанции, расположенной на территории Украинской ССР (ныне — Украина). Разрушение носило взрывной характер, реактор был полностью разрушен, и в окружающую среду было выброшено большое количество радиоактивных веществ. Авария расценивается как крупнейшая в своём роде за всю историю ядерной энергетики, как по предполагаемому количеству погибших и пострадавших от её последствий людей, так и по экономическому ущербу. На момент аварии Чернобыльская АЭС была самой мощной в СССР. 31 человек погиб в течение первых трех месяцев после аварии; отдалённые последствия облучения, выявленные за последующие 15 лет, стали причиной гибели от 60 до 80 человек[1][2]. 134 человека перенесли лучевую болезнь той или иной степени тяжести, более 115 тыс. человек из 30-километровой зоны были эвакуированы[2]. Для ликвидации последствий были мобилизованы значительные ресурсы, более 600 тыс. человек участвовали в ликвидации последствий аварии[3].
В отличие от бомбардировок Хиросимы и Нагасаки, взрыв напоминал очень мощную «грязную бомбу» — основным поражающим фактором стало радиоактивное заражение.
Облако, образовавшееся от горящего реактора, разнесло различные радиоактивные материалы, и прежде всего радионуклиды йода и цезия, по большей части территории Европы. Наибольшие выпадения отмечались на значительных территориях в Советском Союзе, расположенных вблизи реактора и относящихся теперь к территориям Беларуси, Российской Федерации и Украины[4].
Чернобыльская авария стала событием большого общественно-политического значения для СССР, и это наложило определённый отпечаток на ход расследования её причин[5]. Подход к интерпретации фактов и обстоятельств аварии менялся с течением времени, и полностью единого мнения нет до сих пор. Содержание
Фотография территории вокруг Чернобыльской АЭС со станции «Мир», 27 апреля 1997
Примерно в 1:24 26 апреля1986 года на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошёл взрыв, который полностью разрушил реактор. Здание энергоблока частично обрушилось, при этом погибло 2 человека — оператор ГЦН (главный циркуляционный насос) Валерий Ходемчук (тело не найдено, завалено под обломками двух 130-тонных барабан-сепараторов) и сотрудник пусконаладочного 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 фрагментов топлива растеклась по подреакторным помещениям[6][7]. В результате аварии произошёл выброс в окружающую среду радиоактивных веществ, в том числе изотоповурана, плутония, йода-131 (период полураспада 8 дней), цезия-134 (период полураспада 2 года), цезия-137 (период полураспада 33 года), стронция-90 (период полураспада 28 лет).
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 энергию ротора турбогенератора для обеспечения электропитанием питательных (ПЭН) и главных циркуляционных насосов (ГЦН) в случае обесточивания электроснабжения собственных нужд станции. Однако данный режим не был отработан или внедрён на АЭС с РБМК. Это были уже четвёртые 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[8].
Испытания должны были проводиться на мощности 700—1000 МВт (тепловых) 25 апреля 1986 года[9]. Примерно за сутки до аварии (к 3ч 47 мин. 25 апреля) мощность реактора была снижена примерно до 50 % (1600 МВт)[10]. 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 снова начался 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 нейтронная до нуля)[8][10]. Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни реактора)[8][11] через несколько минут добился 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[10].
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[10].
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 заглушён. 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.
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[8][10][11][12][13]. [править] Причины аварии и расследование
Существуют по крайней мере два различных подхода к объяснению причин чернобыльской аварии, которые можно назвать официальными, а также несколько альтернативных версий разной степени достоверности.
Государственная комиссия, сформированная в СССР для расследования причин катастрофы, возложила основную ответственность за неё на оперативный персонал и руководство ЧАЭС. МАГАТЭ создало свою консультативную группу, известную как Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (INSAG), который на основании материалов, предоставленных советской стороной, и устных высказываний специалистов (делегацию советских специалистов возглавил В. А. Легасов, первый заместитель директора ИАЭ имени И. В. Курчатова) в своём отчёте 1986 года[14] также в целом поддержал эту точку зрения. Утверждалось, что авария явилась следствием маловероятного совпадения ряда нарушений правил и регламентов эксплуатационным персоналом, а катастрофические последствия приобрела из-за того, что реактор был приведён в нерегламентное состояние[15].
Грубые нарушения правил эксплуатации АЭС, совершённые её персоналом, согласно этой точке зрения[15], заключаются в следующем:
проведение эксперимента «любой ценой», несмотря на изменение состояния реактора;
вывод из работы исправных технологических защит, которые просто остановили бы реактор ещё до того, как он попал в опасный режим;
замалчивание масштаба аварии в первые дни руководством ЧАЭС.
Однако в 1991 году комиссия Госатомнадзора СССР заново рассмотрела этот вопрос и пришла к заключению, что «начавшаяся из-за действий оперативного персонала Чернобыльская авария приобрела неадекватные им катастрофические масштабы вследствие неудовлетворительной конструкции реактора» ([16], c. 35). Кроме того, комиссия проанализировала действовавшие на момент аварии нормативные документы и не подтвердила некоторые из ранее выдвигавшихся в адрес персонала станции обвинений.
В 1993 году INSAG опубликовал дополнительный отчёт[10], обновивший «ту часть доклада INSAG-1, в которой основное внимание уделено причинам аварии», и уделивший большее внимание серьёзным проблемам в конструкции реактора. Он основан, главным образом, на данных Госатомнадзора СССР и на докладе «рабочей группы экспертов СССР» (эти два доклада включены в качестве приложений), а также на новых данных, полученных в результате моделирования аварии. В этом отчёте многие выводы, сделанные в 1986 году, признаны неверными и пересматриваются «некоторые детали сценария, представленного в INSAG-1», а также изменены некоторые «важные выводы». Согласно отчёту, наиболее вероятной причиной аварии являлись ошибки проекта и конструкции реактора, эти конструктивные особенности оказали основное влияние на ход аварии и её последствия ([10], c.17—19).
Основными факторами, внесшими вклад в возникновение аварии, INSAG-7 считает следующее ([10], c. 29—31):
реактор не соответствовал нормам безопасности и имел опасные конструктивные особенности;
низкое качество регламента эксплуатации в части обеспечения безопасности;
неэффективность режима регулирования и надзора за безопасностью в ядерной энергетике, общая недостаточность культуры безопасности в ядерных вопросах как на национальном, так и на местном уровне;
отсутствовал эффективный обмен информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками, персонал не обладал достаточным пониманием особенностей станции, влияющих на безопасность;
персонал допустил ряд ошибок и нарушил существующие инструкции и программу испытаний.
В целом INSAG-7 достаточно осторожно сформулировал свои выводы о причинах аварии. Так, например, при оценке различных сценариев ([10], c. 17—19) INSAG отмечает, что «в большинстве аналитических исследований тяжесть аварии связывается с недостатками конструкции стержней СУЗ в сочетании с физическими проектными характеристиками», и, не высказывая при этом своего мнения, говорит про «другие ловушки для эксплуатационного персонала. Любая из них могла бы в равной мере вызвать событие, инициирующее такую или почти идентичную аварию», например, такое событие, как «срыв или кавитация насосов» или «разрушение топливных каналов». Затем задаётся риторический вопрос: «Имеет ли в действительности значение то, какой именно недостаток явился реальной причиной, если любой из них мог потенциально явиться определяющим фактором?». При изложении взглядов на конструкцию реактора ([10], c. 17—19) INSAG признаёт «наиболее вероятным окончательным вызвавшим аварию событием» «ввод стержней СУЗ в критический момент испытаний» и замечает, что «в этом случае авария явилась бы результатом применения сомнительных регламентов и процедур, которые привели к проявлению и сочетанию двух серьёзных проектных дефектов конструкции стержней и положительной обратной связи по реактивности». Далее говорится: «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». INSAG вообще предпочитает говорить не о причинах, а о факторах, способствовавших развитию аварии. Так, например, в выводах ([10], c. 29—31) причина аварии формулируется так: «Достоверно не известно, с чего начался скачок мощности, приведший к разрушению реактора Чернобыльской АЭС. Определённая положительная реактивность, по-видимому, была внесена в результате роста паросодержания при падении расхода теплоносителя. Внесение дополнительной положительной реактивности в результате погружения полностью выведенных стержней СУЗ в ходе испытаний явилось, вероятно, решающим приведшим к аварии фактором».
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.
Реактор РБМК-1000 обладал рядом конструктивных недостатков и по состоянию на апрель 1986 года имел десятки нарушений и отступлений от действующих правил ядерной безопасности[16]. Два из этих недостатков имели непосредственное отношение к причинам аварии. Это положительная обратная связь между мощностью и реактивностью, возникавшая при некоторых режимах эксплуатации реактора, и наличие так называемого концевого эффекта, проявлявшегося при определённых условиях эксплуатации. Эти недостатки не были должным образом отражены в проектной и эксплуатационной документации, что во многом способствовало ошибочным действиям эксплуатационного персонала и созданию условий для аварии. После аварии в срочном порядке (первичные уже в мае 1986 года) были осуществлены мероприятия по устранению этих недостатков[16]. [править] Положительный паровой коэффициент реактивности
Во время работы реактора через активную зону прокачивается вода, используемая в качестве теплоносителя. Внутри реактора она кипит, частично превращаясь в пар. Реактор имел положительный паровой коэффициент реактивности, то есть чем больше пара, тем больше положительная реактивность (вызывающая возрастание мощности реактора). В тех условиях, в которых работал энергоблок во время эксперимента (малая мощность, большое выгорание, отсутствие дополнительных поглотителей в активной зоне), воздействие положительного парового коэффициента не компенсировалось другими явлениями, влияющими на реактивность, и реактор имел положительный быстрый мощностной коэффициент реактивности[17]. Это значит, что существовала положительная обратная связь — рост мощности вызывал такие процессы в активной зоне, которые приводили к ещё большему росту мощности. Это делало реактор нестабильным и ядерноопасным. Кроме того, операторы не были проинформированы о том, что на низких мощностях может возникнуть положительная обратная связь ([16], с. 45—47). [править] «Концевой эффект»
«Концевой эффект» в реакторе РБМК возникал из-за неудачной конструкции стержней СУЗ и впоследствии был признан ошибкой проекта[16]. Суть эффекта заключается в том, что при определённых условиях в течение первых секунд погружения стержня в активную зону может вноситься в реактор положительная реактивность вместо отрицательной. Конструктивно стержень состоит из двух секций: поглотитель (карбид бора) длиной на полную высоту активной зоны и вытеснитель (графит), вытесняющий воду из канала СУЗ при полностью извлечённом поглотителе. Эффект стал возможен только из-за того, что вытеснитель оказался на 1,5 метра короче, чем высота активной зоны, и под стержнем, находящимся в крайнем верхнем положении, в канале СУЗ остаётся столб воды. Его замещение графитом при движении стержня и есть источник положительной реактивности. При погружении стержня в активную зону реактора вода вытесняется в её нижней части, но одновременно в верхней части происходит замещение графита (вытеснителя) карбидом бора (поглотителем), а это вносит отрицательную реактивность. Что перевесит и какого знака будет суммарная реактивность, зависит от формы нейтронного поля и его устойчивости (при перемещении стержня). А это, в свою очередь, определяется многими факторами исходного состояния реактора. Для проявления концевого эффекта в полном объёме (внесение достаточно большой положительной реактивности) необходимо довольно редкое сочетание исходных условий[18].
Независимые исследования зарегистрированных данных по чернобыльской аварии, выполненные в различных организациях, в разное время и с использованием разных математических моделей, показали, что такие условия существовали к моменту нажатия кнопки АЗ-5 в 1:23:39. Таким образом, срабатывание аварийной защиты АЗ-5 могло быть, за счёт концевого эффекта, исходным событием аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года ([16], с. 81). Существование концевого эффекта было обнаружено в 1983 году во время физических пусков 1-го энергоблока Игналинской АЭС и 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС ([16], c. 54). Об этом главным конструктором были разосланы письма на АЭС и во все заинтересованные организации. На особую опасность обнаруженного эффекта обратили внимание в организации научного руководителя, и был предложен ряд мер по его устранению и нейтрализации, включая проведение детальных исследований. Но эти предложения не были осуществлены, и нет никаких сведений о том, что какие-либо исследования были проведены, как и (кроме письма ГК) о том, что эксплуатационный персонал АЭС знал о концевом эффекте. [править] Ошибки операторов
В процессе подготовки и проведения эксперимента эксплуатационным персоналом был допущен ряд нарушений и ошибок. Первоначально утверждалось[14], что именно эти действия и стали главной причиной аварии. Однако затем такая точка зрения была пересмотрена и выяснилось[10], что большинство из указанных действий нарушениями не являлись, либо не повлияли на развитие аварии ([10], c. 22—23). Так, 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. Точно так же включение в работу всех восьми 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 ([16], c. 90). Таким образом, это не было нарушением регламента эксплуатации; более того, высказываются обоснованные сомнения в том, что это действие как-то влияло на возникновение аварии в тех условиях, которые сложились до него ([16], c. 78). Также признано, что «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 её роста), которые персоналом не выводились из работы» ([16], c. 92). При этом нарушением регламента было только непереключение уставки защиты по уровню воды в барабане сепараторе (с −1100 на −600 мм), но не изменение уставки по давлению пара (с 55 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 ([10], c. 17—19). Вне зависимости 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 ([19], с. 121) независимо от того, как эти режимы были представлены в регламенте эксплуатации и независимо от наличия или отсутствия ошибок в конструкции реактора ([10], с. 29—31)
Линейный вид
