Авария на ЧАЭС – анализ причин катастрофы

До настоящего времени нет полностью обоснованного, внутренне непротиворечивого сценария аварии на ЧАЭС в 1986 году. Общепринято подразделять аварийный процесс на две фазы. Первая фаза — от момента срабатывания аварийной защиты в 01 ч 23 мин 40 с до катастрофического разгона мощности и разрушения ядерного топлива, вторая фаза — разрушение топливных элементов, взрыв и разрушение реактора. В принципе следует рассматривать в третью фазу — процессы, происходящие в ядерном топливе после взрыва с 26 апреля по 6 мая 1986 года, поскольку они обусловили суммарный выброс радионуклидов.

Специалистами Института атомной энергии им. И. В. Курчатова в 1986 года выполняется анализ возможных версий аварии, в соответствии с которыми могла бы быстро и значительно увеличиться реактивность. Анализ строится на выявлении противоречий между ожидаемым эффектом рассматриваемой аварии и имеющимися данными, зафиксированными измерительными приборами на Чернобыльской АЭС. В перечень этих версий входят:

  • взрыв водорода в бассейне-барботере;
  • взрыв водорода в нижнем баке контура охлаждения системы управления и защиты реактора;
  • диверсия — взрыв заряда с разрушением трубопроводов контура первичного теплоносителя;
  • разрыв напорного коллектора главного циркуляционного насоса или раздаточного группового коллектора;
  • разрыв барабан-сепаратора или пароводяных коммуникаций;
  • «эффект вытеснителей» стержней системы управления и защиты реактора;
  • неисправность аварийного регулирования;
  • грубая ошибка персонала при управлении реактором;
  • кавитация насосов теплоносителя, приводящая к подаче пароводяной смеси в технологические каналы;
  • кавитацвя на дроссельно-регулирующих клапанах;
  • захват пара из барабан-сепараторов в опускные трубопроводы;
  • пароциркониевая реакция и взрыв водорода в активной зоне;
  • попадание сжатого газа из баллонов системы аварийного охлаждения реактора.

При проведении анализа было доказано, что все перечисленные версии, кроме одной — «эффекта вытеснителей» стержней системы управления и защиты реактора, — противоречат имеющимся объективным данным. Следует отметить, что уже в первой официальной версии аварии приводится один из основных конструктивных недостатков РБМК — большой положительный паровой коэффициент реактивности, результатом которого явились катастрофические последствия аварии.

При дальнейшем изучении причин аварии и возможного влияния отдельных факторов на разгон реактора в большинстве работ обсуждаются два механизма, которые могли вызвать всплеск мощности с катастрофическими последствиями:

  • введение положительной реактивности стержнями управления и защиты вследствие недостатка их конструкции при предварительном состоянии реактора;
  • внешнее воздействие на поток теплоносителя в контуре — кратковременное открытие паровых предохранительных клапанов, резкое снижение производительности насосов теплоносителя, их кавитация и т. л.

Исследования причин аварии и моделирования процессов, приведших к аварии, позволили сделать вывод, что основные факторы. Повлиявшие на ее развитие. — большой положительный коэффициент реактивности и недостатки конструкции стержней системы управления и защиты реактора, проявившиеся в нерегламентном состоянии реактора, в которое он был приведен перед аварией. Существенную роль в развитии аварии сыграли пространственные динамические процессы.

Выполненные различными организациями, независимо друг от друга, исследования на основе расчетного моделирования показывают, что развитие аварийного процесса происходило следующим образом. После первоначальной фазы перераспределения нейтронного потока, обусловленной конструкцией стержней системы управления и защиты реактора и не зависящей от теплогидравлического состояния реактора и контура первичного теплоносителя, повышение энерговыделений до определенных значений вызвало большой паровой коэффициент реактивности, органически присущий конструкции данного типа реактора. С появлением и ростом парообразования зона повышенных энерговыделений саморазгонным образом возрастает, распространяясь на всю активную зону. Создавшиеся условия значительного повреждения даже ограниченного количества ядерного топлива из-за особенностей конструкции реактора могут привести к разрушению самого реактора с выводом из строя его системы аварийной защиты. Разрыв труб нескольких технологических каналов приводит к росту давления в реакторном пространстве, частичному отрыву несущей плиты реактора от кожуха и заклиниванию по этой причине всех стержней управления и защиты, к данному моменту прошедших только около половины своего пути.

Разрушение технологических каналов, которое первоначально инициировалось лишь локальным всплеском нейтронной мощности, усиливаемым образованием пара в ограниченной зоне реактора, с момента начала разрыва канальных труб вызывает новый эффект — массовое парообразование по всему объему активной зоны из-за декомпрессии контура охлаждения реактора и высвобождение полной величины присущего реактору большого парового эффекта реактивности.

Уже в 1986 году сформировались два противоположных взгляда на непосредственные причины аварии, один из которых связывал основные причины аварии с нестабильностью реактора РБМК, несовершенством конструкции и регламента эксплуатации, второй — с нарушением регламента эксплуатации реакторной установки персоналом станции.
Версия виновности в аварии персонала станции становится официальной версией правительства СССР; все исследования, противоречившие ей, засекречиваются даже для специалистов.

В соответствии с этой версией первопричиной аварии является крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока. Катастрофические размеры аварии объясняются тем, что реактор был приведен в такое нерегламентное состояние, в котором существенно усилилось влияние положительного эффекта реактивности на рост мощности. Персоналу вменяется в вину ряд наиболее опасных нарушений, приведших реактор в нерегламентное состояние.
Вместе с тем в решении научно-технического совета регулирующего органа СССР в 1990 году по рассмотрению причин чернобыльской аварии сделан однозначный вывод о том, что инкриминированные персоналу нарушения не являлись причиной аварии, не влияли на ход ее развития и масштабы последствий. Персонал действовал в соответствии с эксплуатационной документацией, так или иначе санкционировавшей эти действия. Возможные отклонения параметров реактора от регламентных значений не могли своевременно контролироваться в силу недостатков системы контроля реактора. В распоряжении персонала не было ни одного параметра, по значению которого он мог бы установить нерегламентность состояния реакторной установки. И проект, и технологический регламент допускали режимы, подобные имевшемуся 26 апреля 1986 года на блоке № 4 Чернобыльской АЭС, и реализовываться они могли без какого-либо вмешательства персонала.

Проведенные исследования, анализ различных моделей и сценариев развития аварии позволили сформулировать такое заключение:

  • авария на реакторе типа РБМК стала неизбежной вследствие имеющихся на тот момент серьезных конструктивных недостатков, специфических ядерно-физических характеристик реакторной установки, обусловленных конструкцией его активной зоны, низкой эффективности системы управления и защиты, неверной конструкции стержней аварийной защиты реактора, низкого качества типового технологическою регламента;
  • причиной возникновения аварии явился ввод положительной реактивности в нижнюю часть реактора при срабатывании аварийной защиты.

Результаты анализа в 1991 году были представлены в Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ), и на их основании Международная консультативная группа по ядерной безопасности (В’ЖАО) изложила свою позицию в такой редакции:

«… в настоящее время представляется, что авария явилась следствием совпадения следующих основных факторов: специфических физических характеристик реактора; специфических особенностей конструкции органов управления реактором и того факта, что 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».


INSAG-7 сыграл положительную роль и способствовал более объективному информированию широких слоев общественности об истинных причинах чернобыльской аварии.

Примечательно, что недостатки в конструкции реакторной установки РБМК были известны еще до аварии на Чернобыльской АЭС. Экспериментально их обнаружили при проведении физических пусков энергоблока № 1 Игналинской АЭС и энергоблока 4 Чернобыльской АЭС в ноябре-декабре 1983 года, почти за 2,5 года до аварии. Тогда же предлагались некоторые мероприятия по устранению этих дефектов, но ни одно из них не было реализовано.

Подготовлено по книге:

  • 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. — 264 с.
  •