Николай Карпан - Чернобыль. Месть мирного атома

специфических физических характеристик реактора;

специфических особенностей конструкции органов управления

реактором;

реактор был выведен в состояние, не оговоренное регламентом и не исследованное независимым органом по вопросам безопасности.

Наиболее важным представляется то, что именно физические характеристики реактора обусловили его неустойчивое поведение <...> Тем самым уменьшается значение, которое придавалось в 1986 году в ИНСАГ-1 представленной на Венском совещании точке зрения советских специалистов, почти полностью возложивших вину на действия эксплуатационного персонала. Некоторые действия персонала, которые в ИНСАГ-1 были классифицированы как нарушения правил, фактически не являлись нарушениями. И все же ИНСАГ по-прежнему придерживается мнения о том, что критические действия персонала были в основном ошибочными. Как указывается в ИНСАГ - 1, человеческий фактор следует по-прежнему считать основным элементом среди причин аварии. Низкое качество регламентов и инструкций по эксплуатации и их противоречивый характер явились тяжелым бременем для эксплуатационного персонала, включая Главного инженера. Следует также отметить, что тип и количество контрольно-измерительной аппаратуры, а также компоновка пультовой затрудняли обнаружение небезопасных состояний реактора. Тем не менее, правила эксплуатации были нарушены и стержни СУЗ были установлены так, что это поставило бы под угрозу аварийную защиту реактора даже в случае, если бы конструкция стержней не была ошибочной по причине упомянутого выше эффекта положительного выбега реактивности при аварийном останове реактора. Наибольшего осуждения заслуживает то, что неутвержденные изменения в программу испытаний были сразу же преднамеренно внесены на месте, хотя было известно, что установка находится совсем не в том состоянии, в котором она должна была находиться при проведении испытаний.

Настоящим докладом ИНСАГ не отменяет доклад ИНСАГ-1, как и не изменяет выводы того доклада, за исключением ясно указанных здесь случаев. Хотя взгляды ИНСАГ в отношении факторов,

способствовавших развитию аварии, изменились, многие другие выводы ИНСАГ-1 остались неизменными.

Подводя итоги, следует отметить, что новая информация выявила ряд более широких проблем, внесших вклад в возникновение аварии. К ним относятся:

- установка фактически не соответствовала действовавшим нормам безопасности во время проектирования и даже имела небезопасные конструктивные особенности;

недостаточное внимание к независимому рассмотрению безопасности; регламенты по эксплуатации надлежащим образом не обоснованы в анализе безопасности;

недостаточный и неэффективный обмен важной информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками;

недостаточное понимание персоналом аспектов их станции, связанных с безопасностью;

неполное соблюдение персоналом формальных требований регламентов по эксплуатации и программы испытаний; недостаточно эффективный режим регулирования, оказавшийся не в состоянии противостоять требованиям производственной необходимости;

общая недостаточность культуры безопасности в ядерных вопросах, как на национальном, так и на местном уровне: недостаточный анализ безопасности».

С мнением экспертов не согласились создатели реактора. Главный конструктор, академик H.A. Доллежаль (директор НИКИЭТа) так изложил 26.11.86 г. свое видение причин аварии следователю по особо важным делам при Генеральном прокуроре СССР Восковцеву Н.П. (дело № 19-73, том 45, стр. 150-151):

“...При работе реактора РБМК с обогащением 2,0% влияние парового коэффициента регулируется постановкой в каналы специальных поглотителей (ДП), что строго предусматривается в эксплуатационных инструкциях (до 26.04.86 не предусматривалось -

Н.К.). Отступление от них недопустимо, так как это делает реактор неуправляемым.

К сказанному следует добавить, что работа реактора на малой мощности (6-7%), что имело место при начале аварии, требует, во избежание разгона мощности, особого внимания к величине парового коэффициента реактивности, что очевидно было упущено, а для поддержания столь низкого уровня мощности, в противоречие с

регламентом, из активной зоны извлекались поглотители <...>

Постоянное стремление создателей ядерного реактора к наивысшей его экономичности связано, в частности, с необходимостью возможно больше удалять из активной зоны элементы, вредно и паразитно поглощающие нейтроны. Среди прочих, одним из таких элементов является вода, остающаяся в нижней части канала, занимаемого стержнем регулирования мощности. Чтобы избежать этого влияния, некоторая нижняя часть стержня регулятора, определенного, строго рассчитанного размера, делается из непоглощающего материала, вытесняя таким образом соответствующее количество воды в этом канале, которое в должной степени до этого было поглотителем. Когда в активную зону реактора введено необходимое и достаточное количество средств дополнительного поглощения (ДП), то эффект от такого вытеснения воды в каналах регулятора из-за его относительной незначительности на общее поведение активной зоны не сказывается. Если же этих поглотителей было в реакторе недостаточно, то развитие мощности в реакторе возможно. Однако, до каких пределов, и явилось ли это причиной аварии предсказать трудно, т.к. любые расчеты исходят из положений, справедливость которых доказать крайне трудно. Однако очевидно, что первопричиной катастрофического развития аварии на четвертом блоке ЧАЭС 26.04.86г. явилось нарушение строгого предписания иметь введенными в реактор должное число поглотителей и о недопустимости, что возможно имело место, существенного сокращения подачи воды в реактор или хотя бы в его часть”.

Позднее, в 1988 году, когда уже было прекращено (по амнистии в честь 70-летия Октября) выделенное в отдельное производство расследование “вклада” в аварию институтов НИКИЭТ и ИАЭ им. И.В. Курчатова, успокоенный таким развитием событий Н. Доллежаль высказался в адрес персонала АЭС резко обвинительно [10]:

«Потрясение, чувство глубокой боли испытал я, узнав о чернобыльской катастрофе. Именно катастрофе, а не аварии, как иногда

об этом говорят.

Ведь что такое авария? Это в какой-то степени объяснимое, вероятное явление. Ее возможность всегда учитывается при разработке любого технического проекта. В том числе и проекта реактора. Точнее сказать, учитывается вероятность разного рода аварий. И для их надежного предупреждения предусматриваются многочисленные контрольные приборы и меры защиты персонала, дублируются автоматические и ручные блокирующие устройства, разрабатываются способы локализации последствий.