Причины аварии и расследование

Причины аварии и расследование


Существует по крайней мере два различных подхода к объяснению причины 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 катастрофу на оперативный персонал и руководство ЧАЭС. Для исследования причин аварии МАГАТЭ создало консультативную группу, известную как Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (INSAG), которая на основании материалов, предоставленных советской стороной, и устных высказываний специалистов (делегацию советских специалистов возглавил Легасов В. А., директор ИАЭ им. И. В. Курчатова) в своём отчёте 1986 года также в целом поддержало эту точку зрения. Утверждалось, что авария явилась следствием маловероятного совпадения ряда нарушений правил и регламентов эксплуатационным персоналом, катастрофические последствия авария приобрела из-за того, что реактор был приведён в нерегламентное состояние.
Грубые нарушения правил эксплуатации АЭС, совершённые персоналом ЧАЭС, согласно этой точке зрения заключаются в следующем:
  1. проведение эксперимента «любой ценой», несмотря на изменение состояния реактора;
  2. вывод из работы исправных технологических защит, которые просто остановили бы реактор ещё до того как он попал бы в опасный режим;
  3. 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». 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, 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 отчете 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. Основными факторами, внесшими вклад в возникновение аварии, INSAG-7 считает следующее:
  1. реактор не соответствовал нормам безопасности и имел опасные конструктивные особенности;
  2. низкое качество регламента эксплуатации в части обеспечения безопасности;
  3. 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
  4. 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;
  5. 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 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 задается 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 INSAG признает «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 серьезных проектных дефектов конструкции стержней и положительной обратной связи по реактивности». И 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 так формулируется причина аварии. «Достоверно не известно, с чего начался скачок мощности, приведший к разрушению реактора Чернобыльской АЭС. Определенная положительная реактивность, повидимому, 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.

Недостатки реактора

Реактор РБМК-1000 обладал рядом конструктивных недостатков, и по состоянию на апрель 1986 г. имел десятки нарушений и отступлений от действующих правил ядерной безопасности. 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 определенных 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 86г) были осуществлены мероприятия по нейтрализации и устранению этих недостатков

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 . 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.

«Концевой эффект»

Существование концевого эффекта в реакторе РБМК это ошибка проекта и следствие неудачной конструкции стержней СУЗ. Суть эффекта в том, что при определенных условиях в первые несколько 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 извлеченном поглотителе. Эффект стал возможен только из-за того, что вытеснитель оказался на 1,5 метра короче, чем высота активной зоны, и под стержнем, находящемся 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.
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 счет концевого эффекта, исходным событием аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года.Существование концевого эффекта было обнаружено в 1983 году во время физических пусков 1-го энергоблока Игналинской АЭС и 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС. 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.

Ошибки операторов

В процессе подготовки и проведения эксперимента эксплуатационным персоналом был допущен ряд нарушений и ошибок. Первоначально утверждалось, что именно эти действия и стали главной причиной аварии. Однако затем такая точка зрения была пересмотрена и выяснилось , что большинство из них нарушениями не являлось, либо не имело последствий для аварии.
  • 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 утвержденной программы испытаний.
  • Вопреки тем же утверждениям, включение в работу всех 8 главных циркуляционных насосов (ГЦН) не было запрещено эксплуатационной документацией. Нарушением регламента было лишь превышение расхода через ГЦН выше предельного значения, но кавитации (которая рассматривалась как одна из причин аварии) это не вызвало.
  • Отключение системы аварийного охлаждения реактора (САОР) допускалось, при условии проведения необходимых согласований. Система была заблокирована в соответствии с утверждённой программой испытаний, и необходимое разрешение от Главного инженера станции было получено. Это не повлияло на развитие аварии — к тому моменту, когда САОР могла бы сработать, активная зона уже была разрушена.
  • Блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух турбогенераторов не только допускалась, но наоборот предписывалась при разгрузке энергоблока перед его остановкой. Так что это не было нарушением регламента эксплуатации, и более того, высказываются обоснованные сомнения в том, что это действие как-то влияло на возникновение аварии в тех условиях, которые сложились до него.
  • «Операции со значениями уставок и отключением технологических защит и блокировок не явились причиной аварии, не влияли на ее масштаб. Эти действия не имели никакого отношения к аварийным защитам собственно реактора (по уровню мощности, по скорости ее роста), которые персоналом не выводились из работы». При этом нарушением регламента было только непереключение уставки защиты по уровню воды в барабане сепараторе (с −1100 мм на −600 мм), но не изменение уставки по давлению пара (с 55 кгс/см² на 50 кгс/см²).
Нарушением регламента, существенно повлиявшим на возникновение и протекание аварии была, несомненно, работа реактора с малым оперативным запасом реактивности (ОЗР). В то же время не доказано, что не будь этого нарушения, авария не могла бы произойти. В независимости от того какие именно нарушения регламента допустил эксплуатационный персонал и как они повлияли на возникновение и развитие аварии, персонал поддерживал работу реактора в опасном режиме. Работа на малом уровне мощности с повышенным расходом теплоносителя и при малом ОЗР была ошибкой независимо от того, как эти режимы были представлены в регламенте эксплуатации и независимо от наличия или отсутствия ошибок в конструкции реактора.

Роль оперативного запаса реактивности

Глубины погружения управляющих стержней (в сантиметрах) на момент времени 1 ч 22 мин 30 
Оперативному запасу реактивности (ОЗР) при анализе развития аварии на ЧАЭС уделяется большое внимание. ОЗР это (по определению) положительная реактивность, которую имел бы реактор при полностью извлеченных стержнях СУЗ. В реакторе, работающем на постоянном уровне мощности эта реактивность всегда скомпенсирована (до нуля) отрицательной реактивностью вносимой стержнями СУЗ. Большая величина оперативного запаса реактивности означает «увеличенную» долю избыточного ядерного топлива (урана-235), расходуемого на компенсацию этой отрицательной реактивности, вместо того чтобы этот уран-235 тоже использовался для деления и производства энергии. Кроме того увеличенное значение ОЗР несёт и определённую потенциальную опасность, поскольку означает достаточно высокое значение реактивности, которая может быть внесена в реактор из-за ошибочного извлечения стержней СУЗ.
В то же время, на реакторах РБМК низкое значение ОЗР фатальным образом влияло на безопасность реактора. Для поддержания постоянной мощности реактора (то есть нулевой реактивности) при малом ОЗР необходимо почти полностью извлечь из активной зоны управляющие стержни. Такая конфигурация (с извлечёнными стержнями) на реакторах РБМК была опасна по нескольким причинам :
  • усиливалась пространственная неустойчивость нейтронного поля, и затруднялось обеспечение однородности энерговыделения по активной зоне;
  • увеличивался положительный паровой коэффициент реактивности;
  • существенно уменьшалась эффективность аварийной защиты и в первые секунды после её срабатывания, из-за «концевого эффекта» стержней СУЗ, мощность могла даже увеличиваться, вместо того, чтобы снижаться;
Персонал станции, по-видимому, знал только о первой из них; ни об опасном увеличении парового коэффициента, ни о концевом эффекте в действовавших в то время документах ничего не говорилось. Персоналу не было известно об истинных опасностях, связанных с работой при низком запасе реактивности.
Между проявлением концевого эффекта и оперативным запасом реактивности нет жесткой связи. Угроза ядерной опасности возникает, когда большое количество стержней СУЗ находится в крайних верхних положениях. Это возможно только если ОЗР мал, однако, при одном и том же ОЗР можно расположить стержни по-разному — так что различное количество стержней окажется в опасном положении.
В регламенте отсутствовали ограничения на максимальное количество полностью извлечённых стержней. ОЗР не упоминался в числе параметров важных для безопасности, и технологический регламент не заостряет внимание персонала на том, что ОЗР есть важнейший параметр, от соблюдения которого зависит эффективность действия аварийной защиты (A3). Кроме того, проектом не были предусмотрены адекватные средства для измерения ОЗР. Несмотря на огромную важность этого параметра на пульте не было индикатора, который бы непрерывно его отображал. Обычно оператор получал последнее значение в распечатке результатов расчета на станционной ЭВМ, два раза в час; либо давал задание на расчёт текущего значения, с доставкой через несколько минут. То есть ОЗР не может рассматриваться как оперативно управляемый параметр, тем более, что погрешность его оценки, зависит от формы нейтронного поля.

Версии причин аварии

Единой версии причин аварии, с которой согласно всё экспертное сообщество специалистов в области реакторной физики и техники, не существует. Обстоятельства расследования аварии были таковы, что (и тогда, и теперь) судить о причинах и следствиях аварии приходится специалистам, чьи организации прямо или косвенно несут часть ответственности за аварию. В этой ситуации радикальное расхождение мнений вполне естественно. И также вполне естественно, что в этих условиях, помимо признанных «авторитетных» версий появилось множество маргинальных, основанных больше на домыслах, нежели на фактах.
Единым (в авторитетных версиях) является только общее представление о сценарии протекания аварии. Основу аварии составляет неконтролируемое возрастание мощности реактора, переходящее в тепловой взрыв ядерной природы. Авария (её разрушающая фаза) началась с того, что от перегрева ядерного топлива разрушились тепловыделяющие элементы (твэлы) в определенной области в нижней части активной зоны реактора. Это привело к разрушению оболочек нескольких каналов (в которых эти твэлы находятся), и пар (под давлением ~7 Па) получил выход в реакторное пространство (в котором нормально поддерживается атмосферное давление). Давление в РП резко возросло, что вызвало дальнейшие разрушения уже реактора в целом, в частности отрыв верхней защитной плиты (схема Е) со всеми закрепленными в ней каналами. Герметичность корпуса (обечайки) реактора и вместе с ним контура циркуляции теплоносителя (КМПЦ) была нарушена, и произошло обезвоживание активной зоны реактора. При наличии положительного парового (пустотного) эффекта реактивности 4-5 β это привело к разгону реактора на мгновенных нейтронах (аналог ядерного взрыва) и наблюдаемым масштабным разрушениям со всеми вытекающими последствиями.
Версии принципиально расходятся по вопросу о том, какие именно физические процессы запустили этот сценарий, и что явилось исходным событием аварии.
  • Произошел ли первоначальный перегрев и разрушение твэл из-за резкого возрастания мощности реактора вследствие появления в нём большой положительной реактивности. Или наоборот, появление положительной реактивности это следствие разрушения твэл, которое произошло по какой-либо другой причине.
  • Было ли нажатие кнопки аварийной защиты АЗ-5 непосредственно перед неконтролируемым возрастанием мощности исходным событием аварии, или нажатие кнопки АЗ-5 не имеет никакого отношения к аварии. И что тогда следует считать исходным событием, начало испытаний выбега или незаглушение реактора при провале по мощности за 50 мин. до взрыва.
Помимо этих принципиальных различий версии могут расходиться в некоторых деталях сценария протекания аварии, её заключительной фазы (взрыв реактора).
Из основных, признаваемых экспертным сообществом, версий аварии  более или менее серьёзно рассмотрены только версии, в которых аварийный процесс начинается с быстрого неконтролируемого роста мощности, с последующим разрушением твэл. Наиболее вероятной считается версия  где «исходным событием аварии явилось нажатие кнопки АЗ-5 в условиях, которые сложились в реакторе РБМК-1000 при низкой его мощности и извлечении из реактора стержней РР сверх допустимого количества». Из-за наличия концевого эффекта при паровом коэффициенте реактивности величиной +5β и в том состоянии, в котором находился реактор, аварийная защита вместо того чтобы заглушить реактор запускает аварийный процесс согласно вышеописанному сценарию. Расчёты выполненные в разное время разными группами исследователей показывают возможность такого развития событий  Записи системы контроля и показания свидетелей подтверждают эту версию. Однако не все с этим согласны, есть расчеты, выполненные в НИКИЭТ, которые такую возможность отрицают. Главным Конструктором высказываются другие версии начального неконтролируемого роста мощности, в которых причиной этого является не работа СУЗ реактора, а условия во внешнем контуре циркуляции КМПЦ, созданные действиями эксплуатационного персонала. Исходными событиями аварии в этом случае могли бы быть:
  • Кавитация ГЦН, вызвавшая отключение ГЦН и интенсификацию процесса парообразования с введением положительной реактивности;
  • Кавитация на ЗРК, вызвавшая поступление дополнительного пара в активную зону с введением положительной реактивности;
  • Отключение ГЦН собственными защитами, вызвавшее интенсификацию процесса парообразования с введением положительной реактивности;
Версии о кавитации основываются на расчётных исследованиях, выполненных в НИКИЭТ, но по их собственному признанию «детальные исследования кавитационных явлений не выполнялись». Версия отключения ГЦН, как исходного события аварии не подтверждается зарегистрированными данными системы контроля. Кроме того в адрес всех трех версий высказывается критика, состоящая в том, что речь идет по существу не об исходном событии аварии, а факторах способствующих её возникновению. Нет количественного подтверждения версий расчетами, моделирующими произошедшую аварию.
Существуют также версии касающиеся заключительной фазы аварии, собственно взрыва реактора. Так по версии, предложенной К. П. Чечеровым, взрыв имевший ядерную природу произошел не в шахте реактора, а в пространстве реакторного зала, куда активная зона вместе с крышкой реактора была выброшена паром, вырывающимся из разорванных каналов. Эта версия хорошо согласуется с характером разрушения строительных конструкций реакторного здания и отсутствием заметных разрушений в шахте реактора, она включена Главным Конструктором в его версию аварии. Первоначально версия была предложена для того, чтобы объяснить отсутствие топлива в шахте реактора, подреакторных и других помещениях (присутствие топлива оценивалось как не более 10%). Однако, последующие исследования и оценки дают основание считать, что внутри построенного над разрушенным блоком «саркофага» находится около 95 % топлива.

Альтернативные версии

Причины чернобыльской аварии невозможно понять без того, чтобы вникнуть в тонкости физики ядерных реакторов и технологии работы энергоблоков АЭС с РБМК-1000. В то же время первичные данные об аварии не были известны широкому кругу специалистов. В этих условиях, помимо версий, признанными экспертным сообществом, появилось много версий, не требующих глубокого проникновения в предмет (и даже подчас его знания). Среди них в первую очередь, это версии, предложенные специалистами учеными, но из других областей науки и техники. Во всех этих версиях авария это результат действия совершенно других физических процессов, чем те которые лежат в основе работы АЭС, но хорошо знакомых авторам версий по их профессиональной деятельности.
Широкую известность получила версия, выдвинутая сотрудником Института физики Земли РАН Е.В.Барковским. Эта версия объясняет аварию локальным землетрясением. Основанием для такой версии является сейсмический толчок, зафиксированный примерно в момент аварии в районе расположения Чернобыльской АЭС. Сторонники этой версии утверждают, что толчок был зарегистрирован до, а не в момент взрыва (это утверждение оспаривается), а сильная вибрация, предшествовавшая катастрофе, могла быть вызвана не процессами внутри реактора, а землетрясением. Причиной того, что соседний третий блок не пострадал они считают тот факт, что испытания проводились только на 4-м энергоблоке. Сотрудники АЭС, находившиеся на других блоках, никаких вибраций не почувствовали.
Согласно ещё одной версии, высказанной сотрудником Института проблем информатики Российской академии наук В.П.Торчигиным причиной взрыва могла быть искусственная шаровая молния, возникшая при проведении электротехнических испытаний в 1:23:04, которая проникла в активную зону реактора и вывела его из штатного режима. Автор гипотезы претендует на то, что ему удалось установить природу шаровой молнии и объяснить многие её загадочные свойства, в частности, способность двигаться с большой скоростью. Он утверждает, что возникшая шаровая молния могла в доли секунды проникнуть по паропроводу в активную зону реактора.
Наиболее экзотической является версия, предложенная Л.И.Уруцкоевым, сотрудником ИАЭ им. И.В.Курчатова, и встречающая принципиальные возражения в академических кругах. По мнению автора и его сторонников, ряд экспериментальных фактов, которые побудили задуматься над причиной Чернобыльской катастрофы, не имеет убедительных объяснений. И поэтому в качестве основного физического механизма аварии предполагается образовании магнитных монополей в ходе "выбега" турбогенератора и попадание их вместе с паром в ядерный реактор. Магнитный монополь это гипотетическая элементарная частица, до сих пор экспериментально не обнаруженная.
Существуют, как это обычно бывает, и конспирологические версии, что взрыв является результатом диверсии, по какой-то причине скрытой властями. Способы диверсии предполагаются самые разные: обычная взрывчатка, подложенная под реактор, следы которой якобы обнаружены на поверхности расплавов топливных масс; вставленные в активную зону специальные твэлы, из высокообогощенного (оружейного) урана, следы которого также были обнаружены (как оказалось впоследствии, ошибочно). Диверсия с применением новейших средств ведения войны - пучкового оружия, установленного на искусственном спутнике Земли, или так называемого дистанционного геотектонического оружия.
Особое место среди подобных версий занимает версия, представленная сотрудником Института проблем безопасности АЭС Академии Наук Украины Б.И.Горбачёвым. Это в сущности не версия, а вольное публицистическое изложение общепринятого сценария аварии, с обвинениями экспертов, расследовавших аварию, и персонала АЭС в совершении подлога в отношении первичных исходных данных и претензией на установление совершенно другой хронологии событий аварии. По версии Б.И.Горбачева взрыв произошёл из-за того, что операторы при подъёме мощности после её провала (в 0 ч. 28 мин.) извлекли слишком много управляющих стержней, делая это произвольно и бесконтрольно вплоть до момента взрыва и не обращая внимания на растущую мощность. А чтобы аварийная защита реактора этому не мешала, её заблокировали. Несмотря на абсурдность этой версии, не согласующейся с физикой процессов, протекающих в ядерном реакторе и противоречащей зарегистрированным фактам, она получила широкое распространение в Интернете.

20.09.2017 Гость 0 1637