Реферат: Чернобыльская авария – причины и последствия

Чернобыльская авария – причины и последствия


Ахметов Ринат, Скляров Павел, 10 «А» класс МОУ «СОШ №37»

Научный руководитель: А.Г.Компаниец, начальник смены ОАО «СХК», участник ликвидации аварии на Чернобыльской АЭС

Руководитель: Е.Л.Кукина, учитель физики МОУ «СОШ №37» г.Томска


ВВЕДЕНИЕ.

К началу 1988 году в мире существовало 417 атомных реакторов и 120 ещё строилось. Вклад АЭС в выработку энергии в некоторых странах составил для Франции – 70%, Бельгии – 66%, Южной Кореи – 53%, Тайваня – 48,5%. Кроме ядерных реакторов было 326 исследовательских ядерных установок, реакторы установлены на ледоколах, спутниках, подводных лодках. Это говорит о том, что атомная энергетика прочно входит в нашу жизнь со своими плюсами и минусами.

Впервые человечество увидело атом в действии в 1945 году, когда США сбросили на Хиросиму и Нагасаки водородные бомбы. Погибла треть населения этих городов, радиация вызвала у многих людей лейкозы. Люди умирали и продолжают умирать до сих пор.

Ряд испытаний ядерного оружия Соединенными Штатами на острове Бикини в 46-58 гг. привели к тому, что в результате взрыва исчезли с лица земли 2 соседних островка, а сам остров стал непригоден для жизни.

В 1957 году на заводе Селлафильд (Уиндскайл) в Англии по регенерации ядерного топлива произошел взрыв. В результате загрязнения погибли 13 человек, более 260 заболели острой и хронической лучевой болезнью.

В 1966 году в Испании столкнулись 2 американских военных самолета с ракетами на борту. Одному пришлось сбросить 4 атомные бомбы. К счастью, взрыва не было, но в результате выбросов погибли посевы сельскохозяйственных культур, пришлось вывезти 1,5 тыс. т почвы для захоронения.

В 1979 году на АЭС Тримайленд в г.Гаррисбург, Пенсильвания также произошла крупная авария.

Но самая крупная по своим масштабам и последствиям катастрофа произошла 26 апреля 1986 году на ЧАЭС. Прошло уже много лет, но она все ещё напоминает о себе цезиевыми пятнами, преждевременными смертями, тяжкими болезнями и горем матерей, которые потеряли своих сыновей в битве с Реактором. И будет долго ещё напоминать, пока цезий не подвергнется полному распаду, а это – десятки лет…




Чернобыльская АЭС (51°23′22″ с. ш. 30°05′59″ в. д. / 51.389444° с. ш. 30.099722° в. д. (G)51.389444, 30.099722) расположена на Украине, вблизи города Припять, в 18 километрах от города Чернобыль, в 16 километрах от границы с Белоруссией и в 110 километрах от Киева.

Ко времени аварии на ЧАЭС использовались четыре реактора РБМК-1000 (реактор большой мощности канального типа) с электрической мощностью 1000 МВт (тепловая мощность 3200 МВт) каждый. Ещё два аналогичных реактора строились. ЧАЭС производила примерно десятую долю электроэнергии Украины. В апреле 1986г. На ЧАЭС произошла авария 4-го энергоблока. Вследствие государственных мероприятий этот блок был похоронен в специальном саркофаге.

После аварии на 4-м энергоблоке работа электростанции была приостановлена из-за опасной радиационной обстановки. Однако уже в октябре 1986 года, после обширных работ по дезактивации территории и постройки «саркофага», 1-й и 2-й энергоблоки были вновь введены в строй; в декабре 1987 года возобновлена работа 3-го.



4-ый энегроблок

В 1991 году на 2-м энергоблоке вспыхнул пожар, и в октябре этого же года реактор был полностью выведен из эксплуатации. В декабре 1995 года был подписан меморандум о взаимопонимании между Правительством Украины и правительствами стран «большой семёрки» и Комиссией Европейского Союза, согласно которому началась разработка программы полного закрытия станции к 2000 году. 15 декабря 2000 года был навсегда остановлен реактор последнего, 3-го энергоблока.

Радиоактивное облако от аварии прошло над европейской частью СССР, Восточной Европой, Скандинавией, Великобританией и восточной частью США. Примерно 60 % радиоактивных осадков выпало на территории Белоруссии. Около 200 000 человек было эвакуировано из зон, подвергшихся загрязнению.

Чернобыльская авария стала событием большого общественно-политического значения для СССР, и это наложило определённый отпечаток на ход расследования её причин[1][2]. Подход к интерпретации фактов и обстоятельств аварии менялся с течением времени и полностью единого мнения нет до сих пор.
^ Хронология событий.
На 25 апреля 1986 года была запланирована остановка 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС для очередного обслуживания. Во время таких остановок обычно проводятся различные испытания оборудования. В этот раз цель одного из них заключалась в проверке проектного режима, предусматривающего использование инерции турбины генератора для питания систем реактора в случае потери внешнего электропитания.

Испытания должны были проводиться на мощности 700 МВт (тепловых), но из-за оплошности оператора при снижении мощности, она упала до величины менее 30 МВт (точное значение неизвестно). Было решено не поднимать мощность до запланированных 700 МВт, а ограничиться 200 МВт. При быстром снижении мощности, и последующей работе на уровне 30 — 200 МВт стало усиливаться отравление активной зоны реактора изотопом ксенона-135 . Для того, чтобы поднять мощность, из активной зоны была извлечена часть регулирующих стержней.

После достижения 200 МВт были включены дополнительные насосы, которые должны были служить нагрузкой для генераторов во время эксперимента. Величина потока воды через активную зону на некоторое время превысила допустимое значение. В это время для поддержания мощности операторам пришлось ещё сильнее поднять стержни. При этом, оперативный запас реактивности оказался ниже разрешённой величины, но персонал реактора об этом не знал.

В 1:23:04 начался эксперимент. В этот момент никаких сигналов о неисправностях или о нестабильном состоянии реактора не было. Из-за снижения оборотов насосов, подключённых к «выбегающему» генератору и положительного парового коэффициента реактивности реактор испытывал тенденцию к увеличению мощности (вводилась положительная реактивность), однако система управления успешно этому противодействовала. В 1:23:40 оператор нажал кнопку аварийной защиты. Точная причина этого действия оператора неизвестна. Существует мнение, что это было сделано в ответ на быстрый рост мощности. Однако, А. С. Дятлов (заместитель главного инженера станции по эксплуатации, находившийся в момент аварии в помещении пульта управления 4-м энергоблоком) утверждает в своей книге, что это было сделано в штатном (а не аварийном) режиме, так как все испытания на этом заканчивались. По его словам, инструктаж перед испытаниями предусматривал глушение реактора с началом выбега, но по какой-то причине это было сделано на 40 секунд позже. Системы контроля реактора также не зафиксировали роста мощности вплоть до включения аварийной защиты.

Регулирующие и аварийные стержни начали двигаться вниз, погружаясь в активную зону реактора, но через несколько секунд тепловая мощность реактора скачком выросла до неизвестной величины (мощность зашкалила по всем измерительным приборам). Произошло два взрыва с интервалом в несколько секунд, в результате которых реактор был разрушен.

О точной последовательности процессов, которые привели к взрывам, не существует единого представления. Общепризнано, что сначала произошёл неконтролируемый разгон реактора, в результате которого разрушились несколько ТВЭЛ, и затем, вызванное этим нарушение герметичности технологических каналов, в которых эти ТВЭЛы находились. Пар из повреждённых каналов пошёл в межканальное реакторное пространство. В результате там резко возросло давление, что вызвало отрыв и подъём верхней плиты реактора, сквозь которую проходят все технологические каналы. Это чисто механически привело к массовому разрушению каналов, вскипанию одновременно во всем объёме активной зоны и выбросу пара наружу — это был первый взрыв (паровой).



Крышка реактора.


Относительно дальнейшего протекания аварийного процесса и природы второго взрыва, полностью разрушившего реактор, нет объективных зарегистрированных данных и возможны только гипотезы. По одной из них, это был взрыв химической природы, то есть взрыв водорода, который образовался в реакторе при высокой температуре в результате пароциркониевой реакции и ряда других процессов. По другой гипотезе, это взрыв ядерной природы[3][4], то есть тепловой взрыв реактора в результате его разгона на мгновенных нейтронах, вызванного полным обезвоживанием активной зоны. Большой положительный паровой коэффициент реактивности делает такую версию аварии вполне вероятной. Наконец, существует версия, что второй взрыв — тоже паровой, то есть продолжение первого; по этой версии все разрушения вызвал поток пара, выбросив из шахты значительную часть графита и топлива. А пиротехнические эффекты в виде «фейерверка вылетающих раскалённых и горящих фрагментов», которые наблюдали очевидцы, это результат «возникновения пароциркониевой и других химических экзотермических реакций»[5][6].

Здание энергоблока частично обрушилось, при этом, как считается, погиб 1 человек. В различных помещениях и на крыше начался пожар. Впоследствии остатки активной зоны расплавились. Смесь из расплавленного металла, песка, бетона и частичек топлива растеклась по подреакторным помещениям[7][8]. В результате аварии произошёл выброс радиоактивных веществ, в том числе изотопов урана, 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). Положение усугублялось тем, что в разрушенном реакторе продолжались неконтролируемые ядерные и химические (от горения запасов графита) реакции с выделением тепла, с извержением из разлома в течение многих дней продуктов горения высокорадиоактивных элементов и заражении ими больших территорий. Остановить активное извержение радиоактивных веществ из разрушенного реактора удалось лишь к концу мая 1986 года мобилизацией ресурсов всего СССР и ценой массового облучения тысяч ликвидаторов.
^ Причины аварии.
Существует по крайней мере два различных подхода к объяснению причины чернобыльской аварии, которые можно назвать официальными, а также несколько альтернативных версий разной степени достоверности.

Первоначально вину за катастрофу возлагали исключительно, или почти исключительно, на персонал. Такую позицию заняли Государственная комиссия, сформированная в СССР для расследования причин катастрофы, суд, а также КГБ СССР, проводивший собственное расследование. МАГАТЭ (Международное агентство по атомной энергии International Atomic Energy Agency — IAEA — международная межправительственная организация для развития международного сотрудничества в области мирного использования атомной энергии) в своём отчёте 1986 года[9] также в целом поддержало эту точку зрения. Значительная часть публикаций в советских и российских СМИ, в том числе и недавних, основана именно на этой версии. На ней же основаны различные художественные и документальные произведения, в том числе, известная книга Григория Медведева «Чернобыльская тетрадь».

Грубые нарушения правил эксплуатации АЭС, совершённые персоналом ЧАЭС, по этой версии, заключались 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 бы в опасный режим;

замалчивание масштаба аварии в первые дни руководством ЧАЭС.

Однако в последующие годы объяснения причин аварии были пересмотрены, в том числе и МАГАТЭ. Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (INSAG) в 1993 году опубликовал новый отчёт[10], уделявший большее внимание серьёзным проблемам в конструкции реактора. В этом отчёте многие выводы, сделанные в 1986 году, были признаны неверными.

В современном изложении, причины аварии следующие:

реактор был неправильно спроектирован и опасен;

персонал не был проинформирован об опасностях;

персонал допустил ряд ошибок и неумышленно нарушил существующие инструкции, частично из-за отсутствия информации об опасностях реактора;

отключение защит либо не повлияло на развитие аварии, либо не противоречило нормативным документам.
^ Недостатки реактора РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный – двухцелевой канальный кипящий граффито-водный ядерный реактор)



Схема РБМК-1000.


Реактор РБМК-1000 обладал рядом конструктивных недостатков, которые, по мнению специалистов МАГАТЭ, стали главной причиной аварии. Считается также, что из-за неправильной подготовки к эксперименту по «выбегу» генератора и ошибок операторов, возникли условия, в которых эти недостатки проявились в максимальной степени. Отмечается, в частности, что программа не была должным образом согласована и в ней не отводилось достаточного внимания вопросам ядерной безопасности.

Разработка этой серии реакторов была начата в 1960-е годы Курчатовским институтом и НИКИЭТ (головная организация, курирующая проект) под руководством академика Доллежаля.

Мотивом разработки РБМК явилось, в частности, желание использовать в атомной энергетике большой опыт промышленных канальных ВГР, накопленный в СССР, и сильно расширить производственную базу атомной энергетики благодаря отказу от сложных в изготовлении и дорогих корпусов реакторов и парогенераторов.

Первый энергоблок с реактором типа РБМК-1000 пущен в 1973 году на Ленинградской АЭС.

В общей сложности сдано в эксплуатацию 17 энергоблоков с РБМК.

По состоянию на 2008 год эксплуатируется 12 энергоблоков с РБМК на четырёх АЭС: по политическим причинам остановлены один энергоблок на Игналинской АЭС и три энергоблока на Чернобыльской АЭС (ещё один - уничтожен при аварии). Ведётся строительство РБМК третьей очереди на пятом энергоблоке Курской АЭС.

Случившаяся 26 апреля 1986 года авария на Чернобыльской АЭС имела серьёзные последствия и заставила существенно доработать реактор с целью повышения безопасности. После этой аварии РБМК нередко стали именоваться «реакторами чернобыльского типа», а в атомной энергетике вообще безопасность стала определяющим фактором, более приоритетным, чем все прочие, например, эффективность выработки электроэнергии.

Вклад АЭС с реакторами РБМК в общую выработку электроэнергии всеми АЭС России составляет порядка 50% .
^ Характеристики РБМК
Характеристика

РБМК-1000

РБМК-1500

РБМКП-2000
(проект)

МКЭР-1500
(проект)

Тепловая мощность реактора, МВт

3200

4800

5400

4250

Электрическая мощность блока, МВт

1000

1500

2000

1500

К. п. д. блока, %

31,3

31,3

37,0

35,2

Давление пара перед турбиной, атм

65

65

65

65?

Температура пара перед турбиной, °С

280

280

450




Размеры активной зоны, м:

 

 

 

 

    высота

7

7

6

7

    диаметр (ширина×длина)

11,8

11,8

7,75×24

14

Загрузка урана, т

192

189

220




Обогащение, % 5U

 

 

 

 

    испарительный канал

2,6-2,8

2,6-2,8

1,8

2-3,2

    перегревательный канал

—

—

2,2

—

Число каналов:

 

 

 

 

    испарительных

1693

1661

1744

1824

    перегревательных

—

—

872

—

Среднее выгорание, МВт·сут/кг:

 

 

 

 

    в испарительном канале

25,5

25?

20,2

30-45

    в перегревательном канале

—

—

18,9

—

Размеры оболочки ТВЭЛа (диаметр×толщина), мм:

 

 

 

 

    испарительный канал

13,5×0,9

13,5×0,9

13,5×0.9

-

    перегревательный канал

—

—

10×0,3

—

Материал оболочек ТВЭЛов:

 

 

 

 




^ Конструкция РБМК.
Одной из целей при разработке реактора РБМК было улучшение топливного цикла. Решение этой проблемы связано с разработкой конструкционных материалов, слабо поглощающих нейтроны и мало отличающихся по своим механическим свойствам от нержавеющей стали. Снижение поглощения нейтронов в конструкционных материалах даёт возможность использовать более дешёвое ядерное топливо с низким обогащением урана (по первоначальному проекту — 1,8).




^ Тепловыделя́ющий элеме́нт (ТВЭЛ) — главный конструктивный элемент активной зоны гетерогенного ядерного реактора, содержащий ядерное топливо. В ТВЭЛах происходит деление тяжелых ядер 235U, 239Pu или 233U, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая затем передаётся теплоносителю. ТВЭЛы состоят из топливного сердечника, оболочки и концевых деталей. Тип ТВЭЛа определяется типом и назначением реактора, параметрами теплоносителя. ТВЭЛ должен обеспечить надежный отвод тепла от топлива к теплоносителю.



^ Устройство ТВЭЛа реактора РБМК:
1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 — наконечник.

В большинстве современных промышленных реакторов (ВВЭР - Водо-водяной энергетический реактор, РБМК - Реактор Большой Мощности Канальный), ТВЭЛ представляет собой стержень диаметром около 2-х сантиметров и длиной несколько метров.

Основу активной зоны РБМК-1000 составляет графитовый цилиндр высотой 7 м и диаметром 11,8 м, сложенный из блоков меньшего размера, который выполняет роль замедлителя. Графит пронизан большим количеством вертикальных отверстий, через каждое из которых проходит труба давления (также называемая технологическим каналом (ТК)). Центральная часть трубы давления, расположенная в активной зоне, изготовлена из сплава циркония (Zr + 2,5 % Nb), обладающего высокими механическими и коррозионными свойствами, верхние и нижние части трубы давления — из нержавеющей стали. Циркониевая и стальные части трубы давления соединены сварными переходниками.




Тепловыделяющая сборка реактора РБМК:
1 – дистанционирущая проставка
2 – оболочка ТВЭЛ
3 – таблетки ядерного топлива



В каждом канале установлена кассета, составленная из двух тепловыделяющих сборок (ТВС) — нижней и верхней. В каждую сборку входит 18 стержневых ТВЭЛов. Оболочка ТВЭЛа заполнена таблетками из двуокиси урана. По первоначальному проекту обогащение по урану 235 составляло 1,8%, но по мере накопления опыта эксплуатации РБМК оказалось целесообразным повышать обогащение. Это позволило увеличить управляемость реактора, повысить безопасность и улучшить его экономические показатели. Так, после аварии на Ленинградской АЭС в 1975 г. был осуществлён переход на топливо с обогащением 2,0%, после аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г. — на топливо с обогащением 2,4%. В 90-е годы был начат переход на топливо с обогащением 2,6%. В настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 2,8%.

Преобразование энергии в блоке АЭС с РБМК происходит по одноконтурной схеме. Кипящая вода из реактора пропускается через барабаны-сепараторы. Затем насыщенный пар (температура 284 °C) под давлением 65 атм поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. Отработанный пар конденсируется, после чего циркуляционные насосы подают воду на вход в реактор.

Реактор РБМК-1000 спроектирован для четырёх блочных АЭС: Ленинградской, Курской, Чернобыльской, Смоленской.

5-й энергоблок курской АЭС строится по новой архитектуре активной зоны (меньше графита, уменьшен коэффициэнт реактивности и возможный паровой коэффициент), которая исключает чернобыльское развитие событий в случае нештатных ситуаций, а так-же не требует выгорающих поглотителей и сильного обогащения.
РБМК-1500: В блоке АЭС с РБМК-1500 мощность повышена за счёт увеличения мощности технологических каналов. В верхнюю тепловыделяющую сборку установлены специальные решётки, которые производят осевую закрутку потока теплоносителя. Это улучшает теплосъём и мощность канала в 1,5 раза. РБМК-1500 установлены на Игналинской АЭС (Литва). РБМКП-2000: Кроме РБМК-1000 и РБМК-1500 разработаны РБМКП-2000 с перегревом пара до 450 °С. Активная зона РБМКП-2000 имеет форму прямоугольного параллелепипеда. Испарительные и перегревательные каналы в РБМКП-2000 по конструкции мало отличаются от каналов РБМК-1000. Однако оболочки ТВЭЛов в перегревательных каналах изготовлены не из сплава циркония, а из нержавеющей стали; обогащение урана для них повышено до 2,2 %.Кипящая вода из испарительных каналов поступает в паросепараторы. Насыщенный пар из сепараторов направляется в перегревательные каналы, нагревается там до 450 °С и под давлением 65 атм подаётся к двум турбогенераторам мощностью по 1000 МВт.
МКЭР-1500: (Проект; Особенности — защитная гермооболочка, КПД — 35,2 %, срок службы 50 лет, обогащение 2,4 %, расход природного урана — 16,7 г/МВт·ч(э) (самый низкий в мире), позволяет производить изотоп кобальт-60, используемый в медицине на 5 млн Евро в год).
Достоинства:
Пониженное, по сравнению с корпусными ВВЭР давление воды в первом контуре;

Благодаря канальной конструкции отсутствует дорогостоящий корпус;

Нет дорогостоящих и сложных парогенераторов;

Нет принципиальных ограничений на размер активной зоны;

Независимый контур СУЗ(cистема управления и защиты реактора);

Широкие возможности осуществления регулярного контроля состояния узлов активной зоны (например, труб технологических каналов) без необходимости остановки реактора, а также высокая ремонтопригодность;

Более полное использование ядерного топлива;

Возможность наработки радионуклидов технического и медицинского назначения, а также радиационного легирования различных материалов;

Замена топлива без остановки реактора благодаря независимости каналов друг от друга.
Недостатки:
Большое количество трубопроводов и различных вспомогательных подсистем, что требует наличия большого количества высококвалифицированного персонала;

Необходимость проведения поканального регулирования расходов, что может повлечь за собой аварии, связанные с прекращением расхода теплоносителя через канал;

Более высокая нагрузка на оперативный персонал по сравнению с ВВЭР, связанная с большими размерами активной зоны и постоянно ведущимися перегрузками топлива в каналах.
^ 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, т. е. чем больше пара, тем больше мощность, выделяющаяся за счёт ядерных реакций. На малой мощности, на которой работал энергоблок во время эксперимента, воздействие положительного парового коэффициента не компенсировалось другими явлениями, влияющими на реактивность, и реактор имел положительный 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 опасным. Кроме того, операторы не были проинформированы о том, что на низких мощностях может возникнуть положительная обратная связь.
^ «Концевой эффект».
Ещё более опасной была ошибка в конструкции управляющих стержней. Для управления мощностью ядерной реакции в активную зону вводятся стержни, содержащие вещество, поглощающее нейтроны. Когда стержень выведен из активной зоны, в канале остаётся вода, которая тоже поглощает нейтроны. Для того, чтобы устранить нежелательное влияние этой воды, в РБМК под стержнями были помещены вытеснители из непоглощающего материала (графита). Но при полностью поднятом стержне под вытеснителем оставался столб воды высотой 1,5 метра.

При движении стержня из верхнего положения, в верхнюю часть зоны входит поглотитель и вносит отрицательную реактивность, а в нижней части канала графитовый вытеснитель замещает воду и вносит положительную реактивность. В момент аварии нейтронное поле имело провал в середине активной зоны и два максимума — в верхней и нижней её части. При таком распределении поля, суммарная реактивность, вносимая стержнями, в течение первых трёх секунд движения была положительной. Это так называемый «концевой эффект», вследствие которого срабатывание аварийной защиты в первые секунды увеличивало мощность, вместо того чтобы немедленно остановить реактор. (Концево́й эффе́кт в РБМК — явление, заключающееся в кратковременном увеличении реактивности ядерного реактора (вместо ожидаемого снижения), наблюдавшееся на реакторах РБМК-1000 при опускании стержней системы управления и защиты (СУЗ) из крайнего верхнего (или близкого к нему) положения. Эффект был вызван неудачной конструкцией стержней. Он послужил одной из причин чернобыльской аварии, после аварии конструкция стержней была изменена.)

Стержни СУЗ в РБМК находятся в каналах, охлаждаемых своим, независимым, контуром охлаждения. Основная часть стержня, содержащая поглотитель нейтронов имеет длину 7 метров (высота активной зоны). При извлечении стержня из зоны, ниже него оставалась бы вода, а она также является поглотителем тепловых нейтронов (более слабым, чем стержень СУЗ). Это приводило бы к снижению экономичности реактора из-за вредного поглощения нейтронов и к снижению эффективности СУЗ. Для того, чтобы этого избежать был предусмотрен графитовый вытеснитель (графит поглощает нейтроны значительно слабее, чем вода), расположенный под поглотителем и соединённый с ним телескопической штангой. Длина вытеснителя — 5 метров.

Высота активной зоны РБМК-1000 — 7 м и лучше было бы сделать вытеснитель такой же длины, однако, длина канала ниже активной зоны — всего 5 м. Таким образом, если стержень находится в крайнем нижнем положении, на размещение семиметрового вытеснителя не остаётся места. Телескоп сделан для выравнивания энерговыделения по высоте: когда стержень вверху, вытеснитель находится по центру зоны, а сверху и снизу — участки воды по 1 м. При перемещении стержня вниз вытеснитель встает на упор внизу канала (на 5 м ниже активной зоны, в этом положении он полностью за пределами зоны) и телескоп начинает складываться.

Таким образом, если система защиты срабатывает в тот момент, когда большинство стержней извлечены из активной зоны (малый ОЗР), то на нижнем метре всей активной зоны будет происходить замена воды (поглотителя) на графит (замедлитель), то есть ввод положительной реактивности (концевой эффект) и рост мощности на нижнем метре зоны. Ситуация усугубляется тем, что в этот момент нижний край поглотителя находится у верхнего края активной зоны и, поэтому, его перемещение слабо влияет на изменение нейтронного потока. Максимальное увеличение реактивности, по оценкам, могло достигать 1 β.

Во время чернобыльской аварии ситуация могла быть ещё ухудшена. На распечатке телетайпа, фиксировавшего важные события в работе реактора есть недопечатанная (из-за потери электропитания) запись, которая интерпретируется как запись о повторном нажатии на кнопку аварийной защиты. Это может означать, что в промежутке между двумя нажатиями, аварийная защита, по неизвестным причинам, была отключена. Это должно было привести к кратковременному останову всех стержней через 2—3 с после начала движения, то есть как раз тогда, когда концевой эффект достиг максимума. Несколько каналов с топливом не выдержали броска мощности и разорвались. Однако эта возможность не упоминается ни в одном из официальных документов, следовательно, может быть, она не является достоверной.

Концевой эффект сложно обнаружить, так как датчики нейтронов расположены в центре по высоте активной зоны. Однако он все же был обнаружен в 1983 году на Игналинской АЭС. Были разработаны мероприятия, но реализованы они были только после чернобыльской аварии (1986 год). Персонал, эксплуатирующий реакторы РБМК даже не был проинформирован о существующей опасности.

Современный стержень РБМК имеет семиметровые вытеснитель и поглотитель. Поглотитель состоит из двух частей — 5-метровый старый и 2-метровый ленточный, который при складывании телескопа надевается на вытеснитель.
^ Ошибки операторов.
Первоначально утверждалось, что операторы допустили многочисленные нарушения. В частности, в вину персоналу ставилось то, что они отключили основные системы защиты реактора, продолжили работу после падения мощности до 30 МВт и не остановили реактор, хотя знали, что оперативный запас реактивности меньше разрешённого. Было заявлено, что эти действия были нарушением установленных инструкций и процедур и стали главной причиной аварии.

В докладе МАГАТЭ 1993 года эти выводы были пересмотрены. Было признано, что большинство действий операторов, которые ранее считались нарушениями, на самом деле соответствовали принятым в то время правилам или не оказали никакого влияния на развитие аварии. В частности:

Длительная работа реактора на мощности ниже 700 МВт не была запрещена, как это утверждалось ранее.

Одновременная работа всех восьми насосов не была запрещена ни одним документом.

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, останавливающей реактор в случае остановки двух турбогенераторов, не только допускалась, но была обязательной при работе на низкой мощности.

То, что не была включена защита по низкому уровню воды в баках-сепараторах, технически, являлось нарушением регламента. Однако это нарушение не связано непосредственно с причинами аварии и, кроме того, другая защита (по более низкому уровню) была включена.

Теперь при анализе действий персонала основное внимание уделяется не конкретным нарушениям, а низкой «культуре безопасности». Следует отметить, что само это понятие специалисты по ядерной безопасности стали использовать лишь после чернобыльской аварии. Обвинение относится не только к операторам, но и к проектировщикам реактора, руководству АЭС и т. п. Эксперты указывают на следующие примеры недостаточного внимания к вопросам безопасности:

После отключения системы аварийного охлаждения реактора (САОР) 25 апреля от диспетчера «Киевэнерго» было получено указание отложить остановку энергоблока, и реактор несколько часов работал с отключённой САОР. У персонала не было возможности вновь привести САОР в состояние готовности (для этого нужно было вручную открыть несколько клапанов, а это заняло бы несколько часов), однако с точки зрения культуры безопасности, как её понимают сейчас, реактор следовало остановить, несмотря на требование «Киевэнерго».

25 апреля в течение нескольких часов оперативный запас реактивности (ОЗР), по измерениям, был меньше разрешённого (в этих измерениях, возможно, была ошибка, о которой персонал знал; реальное значение было в разрешённых пределах). 26 апреля, непосредственно перед аварией, ОЗР также (на короткое время) оказался меньше разрешённого. Последнее стало одной из главных причин аварии. Эксперты МАГАТЭ отмечают, что операторы реактора не знали о важности этого параметра. До аварии считалось, что ограничения, установленные в регламенте эксплуатации, связаны с необходимостью поддержания равномерного энерговыделения во всей активной зоне. Хотя разработчикам реактора было известно (из анализа данных, полученных на Игналинской АЭС), что при малом запасе реактивности, срабатывание защиты может приводить к росту мощности, соответствующие изменения так и не были внесены в инструкции. Кроме того, не было средств для оперативного контроля этого параметра. Значения, нарушающие регламент, были получены из расчётов, сделанных уже после аварии на основании параметров, записанных регистрирующей аппаратурой.

После падения мощности персонал отклонился от утверждённой программы и по своему усмотрению принял решение не поднимать мощность до предписанных 700 МВт. По словам А. С. Дятлова[12] это было сделано по предложению начальника смены блока Акимова. Дятлов, как руководитель испытаний, согласился с предложением, так как в действовавшем в то время регламенте не было запрета на работу на такой мощности, а для испытаний бо́льшая мощность была не нужна. Эксперты МАГАТЭ считают, что любое отклонение от заранее составленной программы испытаний, даже в рамках регламента, недопустимо.

Несмотря на то, что в новом докладе акценты были смещены и основными причинами аварии названы недостатки реактора, эксперты МАГАТЭ считают, что недостаточная квалификация персонала, его плохая осведомлённость об особенностях реактора, влияющих на безопасность, и неосмотрительные действия также явились важными факторами, приведшими к аварии.
^ Роль оперативного запаса реактивности.
Для поддержания постоянной мощности реактора (т. е. нулевой реактивности) при малом оперативном запасе реактивности необходимо почти полностью извлечь из активной зоны управляющие стержни. Такая конфигурация (с извлечёнными стержнями) на реакторах РБМК была опасна по нескольким причинам:

затруднялось обеспечение однородности энерговыделения по активной зоне

увеличивался паровой коэффициент реактивности

создавались условия для увеличения мощности в первые секунды после срабатывания аварийной защиты из-за «концевого эффекта» стержней

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.

Следует отметить, что нет прямой связи между проявлением концевого эффекта и оперативным запасом реактивности. Угроза этого эффекта возникает, когда большое количество управляющих стержней находится в крайних верхних положениях. Это возможно только когда 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 число полностью извлечённых стержней.

Таким образом, персоналу не было известно об истинных опасностях, связанных с работой при низком запасе реактивности. 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 показывал. Обычно оператор получал последнее значение в распечатке, которую ему приносили два раза в час; была, также, возможность дать задание ЭВМ на расчёт текущего значения, этот расчёт длился несколько минут.

Перед аварией большое количество управляющих стержней оказалось в верхних положениях, а ОЗР меньше разрешённого регламентом значения. Операторы не знали текущего значения ОЗР и, соответственно, не знали, что нарушают регламент. Тем не менее, эксперты МАГАТЭ считают, что операторы действовали неосмотрительно и поставили стержни в такое положение, которое было бы опасным, даже если бы не было концевого эффекта.
^ Альтернативные версии.
В разное время выдвигались различные версии для объяснения причин чернобыльской аварии. Специалисты предлагали разные гипотезы о том, что привело к скачку мощности. Среди причин назывались: так называемый «срыв» циркуляционных насосов (нарушение их работы в результате кавитации), вызванный превышением допустимого расхода воды, разрыв трубопроводов большого сечения и другие. Рассматривались также разли